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Arten ionisierender Strahlung

Alphateilchen

Ein Alphateilchen ist eine fest gebundene Ansammlung von zwei Protonen und zwei Neutronen. Es ist identisch mit einem Helium-4 (⁴Er) Kern. In der Tat besteht sein endgültiges Schicksal, nachdem es den größten Teil seiner kinetischen Energie verloren hat, darin, zwei Elektronen einzufangen und ein Heliumatom zu werden.

Alphastrahlende Radionuklide sind im Allgemeinen relativ massive Kerne. Fast alle Alphastrahler haben Ordnungszahlen größer oder gleich der von Blei (⁸²Pb). Wenn ein Kern durch Emission eines Alphateilchens zerfällt, werden sowohl seine Ordnungszahl (Anzahl der Protonen) als auch die Zahl der Neutronen um zwei und seine Atommassenzahl um vier verringert. Zum Beispiel der Alpha-Zerfall von Uran-238 (²³⁸U) zu Thorium-234 (²³⁴Th) wird vertreten durch:

Der linke hochgestellte Index ist die Atommassenzahl (Anzahl der Protonen plus Neutronen), der linke Index ist die Ordnungszahl (Anzahl der Protonen) und der rechte Index ist die Anzahl der Neutronen.

Übliche Alphastrahler emittieren Alphateilchen mit kinetischen Energien zwischen etwa 4 und 5.5 MeV. Solche Alphateilchen haben in Luft eine Reichweite von nicht mehr als etwa 5 cm (siehe Abbildung 1). Alphateilchen mit einer Energie von mindestens 7.5 MeV werden benötigt, um die Epidermis (die Schutzschicht der Haut, 0.07 mm dick) zu durchdringen. Von Alphastrahlern geht im Allgemeinen keine externe Strahlungsgefährdung aus. Sie sind nur gefährlich, wenn sie in den Körper aufgenommen werden. Da sie ihre Energie in kurzer Entfernung abgeben, sind Alpha-Teilchen Strahlung mit hohem linearem Energietransfer (LET) und haben einen großen Strahlungsgewichtungsfaktor; typischerweise, w _R= 20.

Abbildung 1. Reichweitenenergiestrahlung von langsamen Alphateilchen in Luft bei 15 und 760 m

Beta-Partikel

Ein Betateilchen ist ein hochenergetisches Elektron oder Positron. (Ein Positron ist das Antiteilchen des Elektrons. Es hat die gleiche Masse und die meisten anderen Eigenschaften eines Elektrons, mit Ausnahme seiner Ladung, die genau die gleiche Größe wie die eines Elektrons hat, aber positiv ist.) Beta-emittierende Radionuklide können das ein hohes oder niedriges Atomgewicht haben.

Radionuklide, die im Vergleich zu stabilen Nukliden etwa gleicher Massenzahl einen Überschuss an Protonen aufweisen, können zerfallen, wenn sich ein Proton im Atomkern in ein Neutron umwandelt. Wenn dies auftritt, emittiert der Kern ein Positron und ein extrem leichtes, sehr nicht wechselwirkendes Teilchen, das als Neutrino bezeichnet wird. (Das Neutrino und sein Antiteilchen sind für den Strahlenschutz uninteressant.) Wenn es den größten Teil seiner kinetischen Energie abgegeben hat, kollidiert das Positron schließlich mit einem Elektron und beide werden vernichtet. Die erzeugte Vernichtungsstrahlung besteht fast immer aus zwei Photonen von 0.511 keV (Kiloelektronenvolt), die sich in Richtungen bewegen, die um 180 Grad voneinander entfernt sind. Ein typischer Positronenzerfall wird dargestellt durch:

wobei das Positron durch β dargestellt wird⁺ und das Neutrino von n. Beachten Sie, dass das resultierende Nuklid dieselbe Atommassenzahl wie das Ausgangsnuklid und eine um eins größere Atomzahl (Protonenzahl) und eine um eins kleinere Neutronenzahl als das ursprüngliche Nuklid hat.

Der Elektroneneinfang konkurriert mit dem Positronenzerfall. Beim Elektroneneinfangzerfall nimmt der Kern ein Orbitalelektron auf und emittiert ein Neutrino. Ein typischer Elektroneneinfangzerfall ist gegeben durch:

Elektroneneinfang ist immer dann möglich, wenn der entstehende Kern eine geringere Gesamtenergie hat als der Ausgangskern. Der Positronenzerfall erfordert jedoch die Gesamtenergie des Anfangs Atom größer ist als das Ergebnis Atom um mehr als 1.02 MeV (doppelte Ruhemassenenergie des Positrons).

Ähnlich wie beim Positronen- und Elektroneneinfangzerfall, Negatron (β^-) Zerfall tritt bei Kernen auf, die einen Überschuss an Neutronen im Vergleich zu stabilen Kernen mit etwa der gleichen Atommassenzahl aufweisen. In diesem Fall sendet der Kern ein Negatron (energiereiches Elektron) und ein Antineutrino aus. Ein typischer Negatron-Zerfall wird dargestellt durch:

wobei das Negatron durch β dargestellt wird^- und das Anti-Neutrino by`n Hier gewinnt der entstehende Kern ein Neutron auf Kosten eines Protons, ändert aber wiederum nicht seine Atommassenzahl.

Der Alpha-Zerfall ist eine Zwei-Körper-Reaktion, daher werden Alpha-Partikel mit diskreten kinetischen Energien emittiert. Der Beta-Zerfall ist jedoch eine Drei-Körper-Reaktion, sodass Beta-Teilchen über ein Spektrum von Energien emittiert werden. Die maximale Energie im Spektrum hängt vom zerfallenden Radionuklid ab. Die durchschnittliche Beta-Energie im Spektrum beträgt etwa ein Drittel der maximalen Energie (siehe Abbildung 2).

Abbildung 2. Energiespektrum von emittierten Negatronen ³²P

Typische maximale Beta-Energien reichen von 18.6 keV für Tritium (³H) bis 1.71 MeV für Phosphor-32 (³²P).

Die Reichweite von Beta-Partikeln in Luft beträgt ungefähr 3.65 m pro MeV kinetischer Energie. Beta-Partikel mit einer Energie von mindestens 70 keV sind erforderlich, um die Epidermis zu durchdringen. Beta-Partikel sind Low-LET-Strahlung.

Gammastrahlung

Gammastrahlung ist elektromagnetische Strahlung, die von einem Kern emittiert wird, wenn er einen Übergang von einem höheren in einen niedrigeren Energiezustand erfährt. Die Anzahl der Protonen und Neutronen im Kern ändert sich bei einem solchen Übergang nicht. Der Kern kann nach einem früheren Alpha- oder Beta-Zerfall im höheren Energiezustand belassen worden sein. Das heißt, Gammastrahlen werden häufig unmittelbar nach Alpha- oder Beta-Zerfällen emittiert. Gammastrahlen können auch aus Neutroneneinfang und unelastischer Streuung von subatomaren Teilchen durch Kerne resultieren. Die energiereichsten Gammastrahlen wurden in der kosmischen Strahlung beobachtet.

Abbildung 3 ist ein Bild des Zerfallsschemas für Cobalt-60 (⁶⁰Co). Es zeigt eine Kaskade von zwei Gammastrahlen, die in Nickel-60 (⁶⁰Ni) mit Energien von 1.17 MeV und 1.33 MeV nach dem Beta-Zerfall von ⁶⁰Co.

Abbildung 3. Schema des radioaktiven Zerfalls für ⁶⁰Co

Abbildung 4 ist ein Bild des Zerfallsschemas für Molybdän-99 (⁹⁹Mo). Beachten Sie, dass das resultierende Technetium-99 (⁹⁹Tc)-Kern hat einen angeregten Zustand, der außergewöhnlich lange anhält (t_½ = 6 Std.). Einen solchen angeregten Kern nennt man an Isomer. Die meisten angeregten Kernzustände haben Halbwertszeiten zwischen einigen Pikosekunden (ps) und 1 Mikrosekunde (μs).

Abbildung 4. Schema des radioaktiven Zerfalls für ⁹⁹Mo

Abbildung 5 ist ein Bild des Zerfallsschemas für Arsen-74 (⁷⁴Als). Es zeigt, dass einige Radionuklide auf mehr als eine Weise zerfallen.

Abbildung 5. Schema des radioaktiven Zerfalls für ⁷⁴Als Veranschaulichung konkurrierender Prozesse der Negatronenemission, Positronenemission und des Elektroneneinfangs (m₀ ist die Ruhemasse des Elektrons)

Während Alpha- und Beta-Teilchen bestimmte Reichweiten in Materie haben, werden Gammastrahlen exponentiell gedämpft (wobei der Aufbau ignoriert wird, der durch Streuung innerhalb eines Materials entsteht), wenn sie Materie passieren. Wenn Aufbau vernachlässigt werden kann, ist die Dämpfung von Gammastrahlen gegeben durch:

woher ich(x) ist die Gammastrahlenintensität als Funktion der Entfernung x in das Material und μ ist der Massendämpfungskoeffizient. Der Massenschwächungskoeffizient hängt von der Gammastrahlenenergie und von dem Material ab, mit dem die Gammastrahlen wechselwirken. Die Werte des Massendämpfungskoeffizienten sind in vielen Referenzen tabelliert. Abbildung 6 zeigt die Absorption von Gammastrahlen in Materie bei guter Geometrie (Aufbau kann vernachlässigt werden).

Abbildung 6. Abschwächung von 667-keV-Gammastrahlen in Al und Pb unter Bedingungen guter Geometrie (gestrichelte Linie stellt die Abschwächung eines polyenergetischen Photonenstrahls dar)

Aufbau entsteht, wenn ein breiter Gammastrahlenstrahl mit Materie interagiert. Die gemessene Intensität an Punkten innerhalb des Materials wird relativ zum erwarteten Wert „gute Geometrie“ (schmaler Strahl) aufgrund von Gammastrahlen erhöht, die von den Seiten des direkten Strahls in das Messgerät gestreut werden. Der Aufbaugrad hängt von der Geometrie des Strahls, vom Material und von der Energie der Gammastrahlen ab.

Die interne Umwandlung konkurriert mit der Gammaemission, wenn ein Kern von einem höheren Energiezustand in einen niedrigeren übergeht. Bei der internen Umwandlung wird ein inneres Orbitalelektron aus dem Atom ausgestoßen, anstatt dass der Kern einen Gammastrahl aussendet. Das ausgestoßene Elektron ist direkt ionisierend. Wenn die Elektronen der äußeren Umlaufbahn auf niedrigere elektronische Energieniveaus fallen, um die Lücke zu füllen, die das ausgestoßene Elektron hinterlassen hat, sendet das Atom Röntgenstrahlen aus. Die interne Konversionswahrscheinlichkeit relativ zur Gamma-Emissionswahrscheinlichkeit nimmt mit zunehmender Ordnungszahl zu.

Röntgenstrahlen

Röntgenstrahlen sind elektromagnetische Strahlung und als solche mit Gammastrahlen identisch. Die Unterscheidung zwischen Röntgenstrahlen und Gammastrahlen ist ihr Ursprung. Während Gammastrahlen ihren Ursprung im Atomkern haben, entstehen Röntgenstrahlen durch Elektronenwechselwirkungen. Obwohl Röntgenstrahlen oft niedrigere Energien als Gammastrahlen haben, ist dies kein Unterscheidungskriterium. Es ist möglich, Röntgenstrahlen mit viel höheren Energien als Gammastrahlen zu erzeugen, die aus radioaktivem Zerfall resultieren.

Die oben diskutierte interne Umwandlung ist ein Verfahren zur Erzeugung von Röntgenstrahlen. In diesem Fall haben die resultierenden Röntgenstrahlen diskrete Energien, die gleich der Differenz der Energieniveaus sind, zwischen denen die Orbitalelektronen wechseln.

Geladene Teilchen senden elektromagnetische Strahlung aus, wann immer sie beschleunigt oder abgebremst werden. Die emittierte Strahlungsmenge ist umgekehrt proportional zur vierten Potenz der Teilchenmasse. Infolgedessen emittieren Elektronen viel mehr Röntgenstrahlung als schwerere Teilchen wie Protonen, wenn alle anderen Bedingungen gleich sind. Röntgensysteme erzeugen Röntgenstrahlen, indem sie Elektronen über eine große elektrische Potentialdifferenz von vielen kV oder MV beschleunigen. Die Elektronen werden dann in einem dichten, hitzebeständigen Material wie Wolfram (W) schnell abgebremst.

Die von solchen Systemen emittierten Röntgenstrahlen haben Energien, die über ein Spektrum verteilt sind, das von etwa Null bis zur maximalen kinetischen Energie reicht, die die Elektronen vor der Verzögerung besitzen. Diesem kontinuierlichen Spektrum sind oft Röntgenstrahlen diskreter Energie überlagert. Sie entstehen, wenn die abbremsenden Elektronen das Zielmaterial ionisieren. Wenn sich andere Orbitalelektronen bewegen, um nach der Ionisation verbleibende Leerstellen zu füllen, emittieren sie Röntgenstrahlen mit diskreten Energien, ähnlich wie Röntgenstrahlen nach einer internen Umwandlung emittiert werden. Sie heißen Merkmal Röntgenstrahlen, weil sie für das Targetmaterial (Anodenmaterial) charakteristisch sind. Siehe Abbildung 7 für ein typisches Röntgenspektrum. Abbildung 8 zeigt eine typische Röntgenröhre.

Abbildung 7. Röntgenspektrum, das den Beitrag charakteristischer Röntgenstrahlen veranschaulicht, die erzeugt werden, wenn Elektronen Löcher in der K-Schale von W füllen (die Wellenlänge von Röntgenstrahlen ist umgekehrt proportional zu ihrer Energie).

Röntgenstrahlen interagieren mit Materie auf die gleiche Weise wie Gammastrahlen, aber eine einfache exponentielle Dämpfungsgleichung beschreibt die Dämpfung von Röntgenstrahlen mit einem kontinuierlichen Energiebereich nicht angemessen (siehe Abbildung 6). Da jedoch Röntgenstrahlen mit niedrigerer Energie schneller aus dem Strahl entfernt werden als Röntgenstrahlen mit höherer Energie, wenn sie Material passieren, nähert sich die Beschreibung der Dämpfung einer Exponentialfunktion.

Abbildung 8. Eine vereinfachte Röntgenröhre mit einer stationären Anode und einem beheizten Filament

Neutronen

Im Allgemeinen werden Neutronen nicht als direkte Folge des natürlichen radioaktiven Zerfalls emittiert. Sie entstehen bei Kernreaktionen. Kernreaktoren produzieren Neutronen im größten Überfluss, aber auch Teilchenbeschleuniger und spezielle Neutronenquellen, sogenannte (α, n)-Quellen, können Neutronen liefern.

Kernreaktoren erzeugen Neutronen, wenn Uran (U)-Kerne in Kernbrennstoffen gespalten oder gespalten werden. Tatsächlich ist die Erzeugung von Neutronen wesentlich, um die Kernspaltung in einem Reaktor aufrechtzuerhalten.

Teilchenbeschleuniger erzeugen Neutronen, indem sie geladene Teilchen wie Protonen oder Elektronen auf hohe Energien beschleunigen, um stabile Kerne in einem Target zu bombardieren. Neutronen sind nur eines der Teilchen, die aus solchen Kernreaktionen entstehen können. Beispielsweise erzeugt die folgende Reaktion Neutronen in einem Zyklotron, das Deuteriumionen beschleunigt, um ein Berylliumziel zu bombardieren:

Mit Beryllium gemischte Alphastrahler sind tragbare Neutronenquellen. Diese (α, n)-Quellen erzeugen Neutronen über die Reaktion:

Die Quelle der Alphateilchen können Isotope wie Polonium-210 (²¹⁰Po),
Plutonium-239 (²³⁹Pu) und Americium-241 (²⁴¹Bin).

Neutronen werden im Allgemeinen gemäß ihrer Energie klassifiziert, wie in Tabelle 1 dargestellt. Diese Klassifizierung ist etwas willkürlich und kann in verschiedenen Kontexten variieren.

Tabelle 1. Klassifizierung von Neutronen nach kinetischer Energie

Es gibt eine Reihe möglicher Modi der Wechselwirkung von Neutronen mit Materie, aber die beiden Hauptmodi für die Zwecke der Strahlensicherheit sind elastische Streuung und Neutroneneinfang.

Elastische Streuung ist das Mittel, mit dem energiereichere Neutronen zu thermischen Energien reduziert werden. Neutronen mit höherer Energie interagieren hauptsächlich durch elastische Streuung und verursachen im Allgemeinen keine Spaltung oder erzeugen radioaktives Material durch Neutroneneinfang. Für letztere Wechselwirkungsarten sind hauptsächlich thermische Neutronen verantwortlich.

Elastische Streuung tritt auf, wenn ein Neutron mit einem Kern interagiert und mit reduzierter Energie abprallt. Der wechselwirkende Kern nimmt die kinetische Energie auf, die das Neutron verliert. Nach dieser Anregung gibt der Kern diese Energie bald als Gammastrahlung ab.

Wenn das Neutron schließlich thermische Energien erreicht (so genannt, weil das Neutron im thermischen Gleichgewicht mit seiner Umgebung ist), wird es leicht von den meisten Kernen eingefangen. Neutronen, die keine Ladung haben, werden vom positiv geladenen Kern nicht abgestoßen wie Protonen. Wenn sich ein thermisches Neutron einem Kern nähert und in den Bereich der starken Kernkraft kommt, in der Größenordnung von einigen fm (fm = 10^-15 Meter), fängt der Kern das Neutron ein. Das Ergebnis kann dann ein radioaktiver Kern sein, der ein Photon oder ein anderes Teilchen aussendet oder im Fall von spaltbaren Kernen wie z ²³⁵U und ²³⁹Pu, der einfangende Kern, kann in zwei kleinere Kerne und mehr Neutronen spalten.

Die Gesetze der Kinematik zeigen, dass Neutronen schneller thermische Energien erreichen, wenn das elastische Streumedium eine große Anzahl leichter Kerne enthält. Ein Neutron, das von einem leichten Kern abprallt, verliert einen viel größeren Prozentsatz seiner kinetischen Energie als wenn es von einem schweren Kern abprallt. Aus diesem Grund sind Wasser und wasserstoffhaltige Materialien die besten Abschirmmaterialien, um Neutronen zu verlangsamen.

Ein monoenergetischer Neutronenstrahl wird in Materie exponentiell gedämpft, wobei eine Gleichung gehorcht, die der oben für Photonen angegebenen ähnlich ist. Die Wahrscheinlichkeit, dass ein Neutron mit einem gegebenen Kern wechselwirkt, wird durch die Menge beschrieben Querschnitt. Der Querschnitt hat Flächeneinheiten. Die spezielle Einheit für den Querschnitt ist die Scheune (b), definiert durch:

Es ist äußerst schwierig, Neutronen ohne begleitende Gamma- und Röntgenstrahlen zu erzeugen. Es kann allgemein angenommen werden, dass, wenn Neutronen vorhanden sind, auch hochenergetische Photonen vorhanden sind.

Ionisierende Strahlungsquellen

Ursprüngliche Radionuklide

Urradionuklide kommen in der Natur vor, weil ihre Halbwertszeit mit dem Alter der Erde vergleichbar ist. Tabelle 2 listet die wichtigsten primordialen Radionuklide auf.

Tabelle 2. Primordiale Radionuklide

Uran- und Thoriumisotope stehen an der Spitze einer langen Kette von Nachkommen-Radioisotopen, die folglich auch natürlich vorkommen. Abbildung 9, AC, veranschaulicht die Zerfallsketten für ²³²NS, ²³⁸U und ²³⁵U bzw. Da der Alpha-Zerfall oberhalb der Atommassenzahl 205 üblich ist und die Atommassenzahl eines Alphateilchens 4 ist, gibt es vier verschiedene Zerfallsketten für schwere Kerne. Eine dieser Ketten (siehe Abbildung 9, D), die z ²³⁷Np, kommt in der Natur nicht vor. Denn es enthält kein primordiales Radionuklid (d. h. kein Radionuklid dieser Kette hat eine dem Erdalter vergleichbare Halbwertszeit).

Abbildung 9. Zerfallsreihe (Z = Ordnungszahl; N = Atommassenzahl)    

 Beachten Sie, dass Radon (Rn)-Isotope in jeder Kette vorkommen (²¹⁹Rn, ²²⁰Rn und ²²²Rn). Da Rn ein Gas ist, kann Rn nach seiner Entstehung aus der Matrix, in der es gebildet wurde, in die Atmosphäre entweichen. Allerdings ist die Halbwertszeit von ²¹⁹Rn ist viel zu kurz, um signifikante Mengen davon in eine Atmungszone gelangen zu lassen. Die relativ kurze Halbwertszeit von ²²⁰Rn macht es normalerweise zu einem geringeren Gesundheitsrisiko als ²²²Rn.

Ohne Berücksichtigung von Rn liefern primordiale Radionuklide außerhalb des Körpers im Durchschnitt etwa 0.3 mSv jährliche effektive Dosis an die menschliche Bevölkerung. Die tatsächliche jährliche effektive Dosis ist sehr unterschiedlich und wird hauptsächlich durch die Konzentration von Uran und Thorium im lokalen Boden bestimmt. In einigen Teilen der Welt, in denen Monazitsand verbreitet ist, beträgt die jährliche effektive Dosis für ein Mitglied der Bevölkerung bis zu etwa 20 mSv. An anderen Orten, wie auf Korallenatollen und in Küstennähe, kann der Wert sogar nur 0.03 mSv betragen (siehe Abbildung 9).

Radon wird üblicherweise getrennt von anderen natürlich vorkommenden terrestrischen Radionukliden betrachtet. Es sickert aus dem Boden in die Luft. In der Luft zerfällt Rn weiter zu radioaktiven Isotopen von Po, Wismut (Bi) und Pb. Diese Folge-Radionuklide heften sich an Staubpartikel, die eingeatmet und in der Lunge eingeschlossen werden können. Als Alphastrahler geben sie fast ihre gesamte Strahlungsenergie an die Lunge ab. Es wird geschätzt, dass die durchschnittliche jährliche Lungenäquivalentdosis einer solchen Exposition etwa 20 mSv beträgt. Diese Lungenäquivalentdosis ist vergleichbar mit einer effektiven Ganzkörperdosis von etwa 2 mSv. Rn und seine Nachkommen-Radionuklide tragen eindeutig am stärksten zur effektiven Hintergrundstrahlungsdosis bei (siehe Abbildung 9).

Kosmische Strahlung

Zur kosmischen Strahlung gehören energiereiche Teilchen außerirdischen Ursprungs, die auf die Atmosphäre der Erde treffen (hauptsächlich Teilchen und meist Protonen). Es schließt auch Sekundärteilchen ein; meist Photonen, Neutronen und Myonen, die durch Wechselwirkungen von Primärteilchen mit Gasen in der Atmosphäre entstehen.

Aufgrund dieser Wechselwirkungen dient die Atmosphäre als Abschirmung gegen kosmische Strahlung, und je dünner diese Abschirmung ist, desto größer ist die effektive Dosisleistung. Somit nimmt die effektive Dosisrate der kosmischen Strahlung mit der Höhe zu. Beispielsweise ist die Dosisleistung in 1,800 Metern Höhe etwa doppelt so hoch wie auf Meereshöhe.

Da die primäre kosmische Strahlung hauptsächlich aus geladenen Teilchen besteht, wird sie vom Magnetfeld der Erde beeinflusst. Menschen, die in höheren Breiten leben, erhalten größere effektive Dosen kosmischer Strahlung als diejenigen, die näher am Erdäquator liegen. Schwankungen aufgrund dieses Effekts liegen in der Größenordnung
von 10%.

Schließlich variiert die effektive Dosisrate der kosmischen Strahlung entsprechend der Modulation der kosmischen Strahlungsabgabe der Sonne. Im Durchschnitt trägt die kosmische Strahlung etwa 0.3 mSv zur effektiven Ganzkörperdosis der Hintergrundstrahlung bei.

Kosmogene Radionuklide

Kosmische Strahlung erzeugt kosmogene Radionuklide in der Atmosphäre. Die bekanntesten davon sind Tritium (³H), Beryllium-7 (⁷Be), Kohlenstoff-14 (¹⁴C) und Natrium-22 (²²N / A). Sie werden durch kosmische Strahlung erzeugt, die mit atmosphärischen Gasen wechselwirkt. Kosmogene Radionuklide liefern etwa 0.01 mSv jährliche effektive Dosis. Das meiste davon stammt ¹⁴C.

Nuklearer Niederschlag

Von den 1940er bis in die 1960er Jahre fanden umfangreiche oberirdische Tests von Atomwaffen statt. Diese Tests erzeugten große Mengen radioaktiver Materialien und verteilten sie an die Umwelt auf der ganzen Welt Fallout. Obwohl ein Großteil dieser Trümmer inzwischen zu stabilen Isotopen zerfallen ist, werden kleine verbleibende Mengen noch viele Jahre lang eine Expositionsquelle darstellen. Darüber hinaus erweitern Nationen, die weiterhin gelegentlich Atomwaffen in der Atmosphäre testen, das weltweite Inventar.

Die hauptsächlichen Fallout-Beiträge zur effektiven Dosis sind derzeit Strontium-90 (⁹⁰Sr) und Cäsium-137 (¹³⁷Cs), die beide eine Halbwertszeit von etwa 30 Jahren haben. Die durchschnittliche jährliche effektive Dosis durch Fallout beträgt etwa 0.05 mSv.

Radioaktives Material im Körper

Die Ablagerung natürlich vorkommender Radionuklide im menschlichen Körper resultiert hauptsächlich aus der Inhalation und Aufnahme dieser Materialien in Luft, Nahrung und Wasser. Solche Nuklide umfassen Radioisotope von Pb, Po, Bi, Ra, K (Kalium), C, H, U und Th. Von diesen, ⁴⁰K ist der größte Beitragszahler. Im Körper abgelagerte natürlich vorkommende Radionuklide tragen mit etwa 0.3 mSv zur jährlichen effektiven Dosis bei.

Maschinell erzeugte Strahlung

Die Verwendung von Röntgenstrahlen in der Heilkunst ist die größte Expositionsquelle gegenüber maschinell erzeugter Strahlung. Weltweit sind Millionen von medizinischen Röntgensystemen im Einsatz. Die durchschnittliche Exposition gegenüber diesen medizinischen Röntgensystemen hängt stark vom Zugang einer Bevölkerung zur Versorgung ab. In entwickelten Ländern liegt die durchschnittliche effektive Jahresdosis durch ärztlich verordnete Strahlung aus Röntgenstrahlen und radioaktivem Material für Diagnose und Therapie in der Größenordnung von 1 mSv.

Röntgenstrahlen sind ein Nebenprodukt der meisten Teilchenbeschleuniger der Hochenergiephysik, insbesondere derer, die Elektronen und Positronen beschleunigen. Geeignete Abschirm- und Sicherheitsvorkehrungen sowie die begrenzte Risikogruppe machen diese Strahlenexpositionsquelle jedoch weniger bedeutsam als die oben genannten Quellen.

Maschinell hergestellte Radionuklide

Teilchenbeschleuniger können durch Kernreaktionen eine Vielzahl von Radionukliden in unterschiedlichen Mengen erzeugen. Zu den beschleunigten Teilchen gehören Protonen, Deuteronen (²H-Kerne), Alphateilchen, geladene Mesonen, schwere Ionen und so weiter. Zielmaterialien können aus fast jedem Isotop bestehen.

Teilchenbeschleuniger sind praktisch die einzige Quelle für Positronen emittierende Radioisotope. (Kernreaktoren neigen dazu, neutronenreiche Radioisotope zu produzieren, die durch Negatronenemission zerfallen.) Sie werden auch zunehmend verwendet, um kurzlebige Isotope für medizinische Zwecke herzustellen, insbesondere für die Positronen-Emissions-Tomographie (PET).

Technisch verbesserte Materialien und Konsumgüter

Röntgenstrahlen und radioaktive Stoffe treten bei einer Vielzahl moderner Operationen auf, gewollt und ungewollt. Tabelle 3 listet diese Strahlungsquellen auf.

Tabelle 3. Quellen und Schätzungen der damit verbundenen effektiven Dosen der Bevölkerung durch technologisch verbesserte Materialien und Verbraucherprodukte

Quelle: NCRP 1987.

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Grundlegende Konstruktionsmerkmale von Bestrahlungsanlagen

Gefährdungen im Umgang und Gebrauch von Strahlenquellen erfordern besondere Konstruktions- und Konstruktionsmerkmale, die für herkömmliche Labore oder Arbeitsbereiche nicht erforderlich sind. Diese speziellen Konstruktionsmerkmale sind so eingebaut, dass der Anlagenarbeiter nicht übermäßig behindert wird, während sichergestellt wird, dass er oder sie keinen übermäßigen externen oder internen Strahlungsgefahren ausgesetzt ist.

Der Zugang zu allen Bereichen, in denen eine Exposition gegenüber Strahlungsquellen oder radioaktiven Materialien auftreten könnte, muss nicht nur in Bezug auf die Mitarbeiter der Einrichtung, die solche Arbeitsbereiche betreten dürfen, kontrolliert werden, sondern auch in Bezug auf die Art der Kleidung oder Schutzausrüstung, die sie tragen sollten Verschleiß und die Vorsichtsmaßnahmen, die sie in kontrollierten Bereichen treffen sollten. Bei der Verwaltung solcher Kontrollmaßnahmen hilft es, Strahlungsarbeitsbereiche basierend auf dem Vorhandensein ionisierender Strahlung, dem Vorhandensein radioaktiver Kontamination oder beidem zu klassifizieren. Die Einführung solcher Arbeitsplatzeinteilungskonzepte in frühen Planungsphasen führt dazu, dass die Anlage alle notwendigen Merkmale aufweist, um den Umgang mit Strahlenquellen weniger gefährlich zu machen.

Einteilung der Arbeitsbereiche und Labortypen

Grundlage für die Einteilung des Arbeitsbereichs ist die Gruppierung von Radionukliden nach ihrer relativen Radiotoxizität pro Aktivitätseinheit. Gruppe I sollte als Radionuklide mit sehr hoher Toxizität, Gruppe II als Radionuklide mit mäßiger bis hoher Toxizität, Gruppe III als Radionuklide mit mäßiger Toxizität und Gruppe IV als Radionuklide mit geringer Toxizität klassifiziert werden. Tabelle 1 zeigt die Toxizitätsgruppeneinteilung vieler Radionuklide.

Tabelle 1. Radionuklide, klassifiziert nach relativer Radiotoxizität pro Aktivitätseinheit

(IAEA 1973)

Auf der Grundlage von Radiotoxizitätsüberlegungen, den Mengen oder Mengen radioaktiver Materialien, die im Arbeitsbereich gehandhabt werden, und der Art der beteiligten Vorgänge können drei große Arten von Laboratorien in Betracht gezogen werden.

Tabelle 2 beschreibt Laboratorien nach Typ und enthält Beispiele für jeden Typ. Tabelle 3 zeigt die Arten von Laboratorien zusammen mit der Klassifizierung der Arbeitsbereiche und der Zugangskontrolle (IAEA 1973).

Tabelle 2. Klassifizierung der Arbeitsbereiche

(ICRP 1977, IAEA 1973)

Tabelle 3. Klassifizierung von Laboratorien für den Umgang mit radioaktiven Stoffen

(ICRP 1977, IAEA 1973)

Die Gefahren beim Umgang mit radioaktiven Stoffen hängen nicht nur vom Grad der Radiotoxizität oder chemischen Toxizität und der Aktivität der Radionuklide ab, sondern auch von der physikalischen und chemischen Form des radioaktiven Stoffes und von der Art und Komplexität der durchzuführenden Operation oder des durchzuführenden Verfahrens.

Standort einer Bestrahlungsanlage in einem Gebäude

Wenn eine Bestrahlungsanlage Teil eines großen Gebäudes ist, sollte bei der Entscheidung über den Standort einer solchen Anlage Folgendes beachtet werden:

• Die Bestrahlungsanlage sollte sich in einem relativ wenig frequentierten Teil des Gebäudes befinden, damit der Zugang zum Bereich gut kontrolliert werden kann.
• Die Brandgefahr sollte im gewählten Bereich minimal sein.
• Der Standort der Bestrahlungsanlage und die bereitgestellte Heizung und Belüftung sollten so sein, dass die Möglichkeiten für die Ausbreitung von sowohl oberflächlicher als auch luftgetragener radioaktiver Kontamination minimal sind.
• Der Standort der Bestrahlungsanlage sollte mit Bedacht gewählt werden, damit mit minimalem Aufwand für Abschirmung die Strahlungswerte in der unmittelbaren Umgebung wirksam innerhalb festgelegter Grenzen gehalten werden können.

Planung von Bestrahlungsanlagen

Wenn eine Abstufung der Aktivitätsniveaus vorgesehen ist, sollte das Labor so gelegen sein, dass der Zugang zu Bereichen mit hoher Strahlung oder radioaktiver Kontamination schrittweise erfolgt; Das heißt, man betritt zuerst einen Bereich ohne Strahlung, dann einen Bereich mit geringer Aktivität, dann einen Bereich mit mittlerer Aktivität und so weiter.

Durch den Einsatz von Hauben oder Gloveboxen für den Umgang mit unverschlossenen Quellen radioaktiven Materials kann die Notwendigkeit einer aufwändigen Lüftungsregelung in kleinen Laboratorien vermieden werden. Das Belüftungssystem sollte jedoch so ausgelegt sein, dass es einen Luftstrom in einer solchen Richtung zulässt, dass jegliches radioaktive Material, das in die Luft gelangt, vom Strahlenarbeiter wegströmt. Der Luftstrom sollte immer von einem nicht kontaminierten Bereich zu einem kontaminierten oder potenziell kontaminierten Bereich erfolgen.

Für den Umgang mit offenen Quellen geringer bis mittlerer Radioaktivität muss die durchschnittliche Luftgeschwindigkeit durch die Öffnung in der Haube etwa 0.5 ms betragen^-1. Bei stark radiotoxischer oder hochgradiger Radioaktivität sollte die Luftgeschwindigkeit durch die Öffnung auf durchschnittlich 0.6 to angehoben werden
1.0 ms^-1. Zu hohe Luftgeschwindigkeiten können jedoch radioaktive Stoffe aus offenen Behältern herausziehen und den gesamten Haubenbereich kontaminieren.

Die Platzierung der Haube im Labor ist im Hinblick auf Querzüge wichtig. Im Allgemeinen sollte eine Abzugshaube weit entfernt von Türen angebracht werden, wo Zu- oder Zusatzluft eintreten muss. Ventilatoren mit zwei Geschwindigkeiten ermöglichen den Betrieb mit einer höheren Luftgeschwindigkeit, während die Haube in Gebrauch ist, und einer niedrigeren Geschwindigkeit, wenn sie geschlossen ist.

Das Ziel eines jeden Lüftungssystems sollte sein:

• sorgen für angenehme Arbeitsbedingungen
• Sorgen Sie für einen kontinuierlichen Luftwechsel (drei bis fünf Wechsel pro Stunde), um unerwünschte Luftverunreinigungen zu entfernen und zu verdünnen
• Minimierung der Kontamination anderer Bereiche des Gebäudes und der Umwelt.

Bei der Konstruktion von Bestrahlungsanlagen können hohe Anforderungen an die Abschirmung durch bestimmte einfache Maßnahmen minimiert werden. Beispielsweise kann ein Labyrinth für Strahlentherapie, Beschleuniger, Neutronengeneratoren oder Panorama-Strahlungsquellen die Notwendigkeit einer schweren, mit Blei ausgekleideten Tür reduzieren. Eine Verjüngung der primären Schutzbarriere in Bereichen, die nicht direkt im Nutzstrahl liegen, oder eine teilweise oder vollständige unterirdische Anordnung der Anlage kann den Umfang der erforderlichen Abschirmung erheblich reduzieren.

Auf die richtige Positionierung von Sichtfenstern, Erdkabeln und Ablenkblechen des Lüftungssystems muss sorgfältig geachtet werden. Das Sichtfenster soll nur Streustrahlung abfangen. Noch besser ist ein Closed-Circuit-Fernsehen, das auch die Effizienz verbessern kann.

Oberflächenveredelungen innerhalb eines Arbeitsbereichs

Alle rauen Oberflächen wie Putz, Beton, Holz usw. sollten mit einem geeigneten Material dauerhaft versiegelt werden. Die Materialauswahl sollte unter folgenden Gesichtspunkten erfolgen:

• die Bereitstellung einer glatten, chemisch inerten Oberfläche
• die Umgebungsbedingungen von Temperatur, Feuchtigkeit und mechanischer Beanspruchung, denen die Oberflächen ausgesetzt sein können
• Verträglichkeit mit Strahlungsfeldern, denen die Oberfläche ausgesetzt ist
• die Notwendigkeit einer einfachen Reparatur im Schadensfall.

Herkömmliche Farben, Firnisse und Lacke werden zum Abdecken von Verschleißflächen nicht empfohlen. Die Anwendung eines Oberflächenmaterials, das leicht entfernt werden kann, kann hilfreich sein, wenn eine Kontamination auftritt und eine Dekontamination erforderlich ist. Das Entfernen solcher Materialien kann jedoch manchmal schwierig und unsauber sein.

Wassersystem

Waschbecken, Waschbecken und Bodenabläufe sollten ordnungsgemäß gekennzeichnet sein. Waschbecken, in denen kontaminierte Hände gewaschen werden können, sollten knie- oder fußbetätigte Wasserhähne haben. Es kann wirtschaftlich sein, den Wartungsaufwand zu reduzieren, indem Rohrleitungen verwendet werden, die bei Bedarf leicht dekontaminiert oder ersetzt werden können. In einigen Fällen kann es ratsam sein, unterirdische Sammel- oder Lagertanks zu installieren, um die Entsorgung flüssiger radioaktiver Materialien zu kontrollieren.

Strahlenschutzdesign

Die Abschirmung ist wichtig, um die Strahlenbelastung von Anlagenarbeitern und Mitgliedern der allgemeinen Öffentlichkeit zu reduzieren. Die Anforderungen an die Abschirmung hängen von einer Reihe von Faktoren ab, einschließlich der Zeit, in der Strahlenarbeiter oder Mitglieder der Öffentlichkeit den Strahlungsquellen ausgesetzt sind, sowie der Art und Energie der Strahlungsquellen und Strahlungsfelder.

Bei der Gestaltung von Strahlungsabschirmungen sollte das Abschirmmaterial möglichst in der Nähe der Strahlungsquelle platziert werden. Für jede betroffene Strahlungsart müssen separate Abschirmungsüberlegungen angestellt werden.

Das Abschirmungsdesign kann eine komplexe Aufgabe sein. Beispielsweise würde die Verwendung von Computern zur Modellierung der Abschirmung von Beschleunigern, Reaktoren und anderen hochwirksamen Strahlungsquellen den Rahmen dieses Artikels sprengen. Für komplexe Schirmungskonstruktionen sollten immer qualifizierte Fachleute hinzugezogen werden.

Abschirmung von Gammaquellen

Die Dämpfung von Gammastrahlung unterscheidet sich qualitativ von der von Alpha- oder Betastrahlung. Beide Arten von Strahlung haben eine bestimmte Reichweite in Materie und werden vollständig absorbiert. Gammastrahlung hingegen kann durch immer dickere Absorber in ihrer Intensität reduziert, aber nicht vollständig absorbiert werden. Wenn die Abschwächung monoenergetischer Gammastrahlen unter Bedingungen guter Geometrie gemessen wird (d. h. die Strahlung ist in einem schmalen Strahl gut kollimiert), liegen die Intensitätsdaten, wenn sie in einem halblogarithmischen Diagramm gegen die Absorberdicke aufgetragen werden, auf einer geraden Linie wobei die Steigung gleich der Dämpfung ist
Koeffizient, μ.

Die durch einen Absorber übertragene Intensitäts- oder Energiedosisleistung kann wie folgt berechnet werden:

I_(T) = Ich₍₀₎e^{- μ t}

woher I(t) ist die Gammastrahlenintensität oder absorbierte Dosisleistung, die durch einen dicken Absorber übertragen wird t.

Die Einheiten von μ und t sind die Kehrwerte zueinander. Wenn die Absorberdicke t wird in cm gemessen, dann ist μ der lineare Dämpfungskoeffizient und hat Einheiten von cm^-1. Wenn t hat Einheiten der Flächendichte (g/cm²), dann ist μ der Massenschwächungskoeffizient μ_m und hat Einheiten von cm²/G.

Als Annäherung erster Ordnung unter Verwendung der Flächendichte haben alle Materialien etwa die gleichen Photonendämpfungseigenschaften für Photonen mit Energien zwischen etwa 0.75 und 5.0 MeV (Megaelektronenvolt). Innerhalb dieses Energiebereichs sind die Gamma-Abschirmeigenschaften ungefähr proportional zur Dichte des Abschirmmaterials. Für niedrigere oder höhere Photonenenergien liefern Absorber mit höherer Ordnungszahl bei einer gegebenen Flächendichte eine wirksamere Abschirmung als solche mit niedrigerer Ordnungszahl.

Unter Bedingungen schlechter Geometrie (z. B. für einen breiten Strahl oder für eine dicke Abschirmung) wird die obige Gleichung die erforderliche Abschirmungsdicke erheblich unterschätzen, da sie davon ausgeht, dass jedes Photon, das mit der Abschirmung wechselwirkt, aus dem Strahl entfernt wird und nicht erkannt. Eine beträchtliche Anzahl von Photonen kann durch die Abschirmung in den Detektor gestreut werden, oder Photonen, die aus dem Strahl gestreut wurden, können nach einer zweiten Wechselwirkung in ihn zurückgestreut werden.

Eine Schilddicke für Bedingungen mit schlechter Geometrie kann durch die Verwendung des Aufbaufaktors abgeschätzt werden B das lässt sich wie folgt abschätzen:

I_(T) = Ich₍₀₎Be^{- μ t}

Der Aufbaufaktor ist immer größer als eins und kann als das Verhältnis der Intensität der Photonenstrahlung, einschließlich sowohl der Primär- als auch der Streustrahlung, an jedem Punkt des Strahls zur Intensität des Primärstrahls nur an definiert werden dieser Punkt. Der Aufbaufaktor kann sich entweder auf den Strahlungsfluss oder auf die absorbierte Dosisleistung beziehen.

Aufbaufaktoren wurden für verschiedene Photonenenergien und verschiedene Absorber berechnet. Viele der Graphen oder Tabellen geben die Schilddicke in Form von Relaxationslängen an. Eine Relaxationslänge ist die Dicke einer Abschirmung, die einen schmalen Strahl auf 1/e (etwa 37 %) seiner ursprünglichen Intensität dämpft. Eine Relaxationslänge ist daher numerisch gleich dem Kehrwert des linearen Dämpfungskoeffizienten (d. h. 1/μ).

Die Dicke eines Absorbers, der, wenn er in den primären Photonenstrahl eingebracht wird, die absorbierte Dosisleistung um die Hälfte reduziert, wird als Halbwertsschicht (HVL) oder Halbwertsdicke (HVT) bezeichnet. Der HVL kann wie folgt berechnet werden:

HVL = ln2 / μ

Die erforderliche Photonenschilddicke kann abgeschätzt werden, indem bei der Berechnung der erforderlichen Abschirmung ein schmaler Strahl oder eine gute Geometrie angenommen wird und dann der so gefundene Wert um eine HVL erhöht wird, um den Aufbau zu berücksichtigen.

Die Dicke eines Absorbers, der, wenn er in den primären Photonenstrahl eingebracht wird, die absorbierte Dosisleistung um ein Zehntel verringert, ist die Zehntelschicht (TVL). Ein TVL entspricht etwa 3.32 HVLs, da:

ln10 / ln2 ≈ 3.32

Werte sowohl für TVLs als auch für HVLs wurden für verschiedene Photonenenergien und mehrere übliche Abschirmmaterialien (z. B. Blei, Stahl und Beton) tabelliert (Schaeffer 1973).

Die Intensität oder Energiedosisleistung für eine Punktquelle gehorcht dem Abstandsgesetz und kann wie folgt berechnet werden:

woher I_i ist die Photonenintensität oder Energiedosisleistung in der Entfernung d_i von der Quelle.

Abschirmung von medizinischen und nicht-medizinischen Röntgengeräten

Die Abschirmung von Röntgengeräten wird in zwei Kategorien eingeteilt, Quellenabschirmung und strukturelle Abschirmung. Die Quellenabschirmung wird normalerweise vom Hersteller des Röntgenröhrengehäuses bereitgestellt.

Sicherheitsvorschriften schreiben einen Typ von Schutzrohrgehäusen für medizinisch-diagnostische Röntgeneinrichtungen und einen anderen Typ für medizinisch-therapeutische Röntgeneinrichtungen vor. Bei nicht-medizinischen Röntgengeräten sind das Röhrengehäuse und andere Teile des Röntgengeräts, wie z. B. der Transformator, abgeschirmt, um die Leckage der Röntgenstrahlung auf ein akzeptables Niveau zu reduzieren.

Alle Röntgengeräte, sowohl medizinische als auch nicht medizinische, haben Schutzrohrgehäuse, die so ausgelegt sind, dass sie die Menge an Leckstrahlung begrenzen. Streustrahlung, wie sie in diesen Spezifikationen für Röhrengehäuse verwendet wird, bedeutet alle Strahlung, die aus dem Röhrengehäuse kommt, mit Ausnahme des Nutzstrahls.

Eine bauliche Abschirmung für eine Röntgeneinrichtung bietet Schutz vor dem Nutz- oder Primärröntgenstrahl, vor Leckstrahlung und vor Streustrahlung. Sie umschließt sowohl das Röntgengerät als auch das zu bestrahlende Objekt.

Die Streustrahlungsmenge hängt von der Röntgenfeldgröße, der Energie des Nutzstrahls, der effektiven Ordnungszahl der streuenden Medien und dem Winkel zwischen einfallendem Nutzstrahl und Streurichtung ab.

Ein wichtiger Designparameter ist die Arbeitsbelastung der Einrichtung (W):

woher W ist die wöchentliche Arbeitsbelastung, normalerweise angegeben in mA-min pro Woche; E ist der Röhrenstrom multipliziert mit der Belichtungszeit pro Aufnahme, üblicherweise angegeben in mA s; N_v ist die Anzahl der Ansichten pro Patient oder bestrahltem Objekt; N_p ist die Anzahl der Patienten oder Objekte pro Woche und k ist ein Umrechnungsfaktor (1 min dividiert durch 60 s).

Ein weiterer wichtiger Designparameter ist der Nutzungsfaktor U_n für eine Wand (oder Boden oder Decke) n. Die Wand kann jeden besetzten Bereich wie einen Kontrollraum, ein Büro oder einen Warteraum schützen. Der Nutzungsfaktor ergibt sich aus:

woher, N_v,n ist die Anzahl der Ansichten, für die der primäre Röntgenstrahl auf die Wand gerichtet ist n.

Die strukturellen Abschirmungsanforderungen für eine bestimmte Röntgeneinrichtung werden durch Folgendes bestimmt:

• das maximale Röhrenpotential in Kilovolt-Peak (kVp), bei dem die Röntgenröhre betrieben wird
• der maximale Strahlstrom in mA, bei dem das Röntgensystem betrieben wird
• Die Arbeitsbelastung (W), die in geeigneten Einheiten (normalerweise mA-min pro Woche) ein Maß für die Nutzungsmenge des Röntgensystems ist
• der Nutzungsfaktor (U), das ist der Bruchteil der Arbeitsbelastung, während dessen der Nutzstrahl in die interessierende Richtung gerichtet ist
• der Belegungsfaktor (T), das ist der Faktor, mit dem die Arbeitsbelastung multipliziert werden sollte, um den Grad oder die Art der Belegung des zu schützenden Bereichs zu korrigieren
• die maximal zulässige Äquivalentdosisleistung (P) einer Person für kontrollierte und nicht kontrollierte Bereiche (typische Grenzwerte für die absorbierte Dosis sind 1 mGy für einen kontrollierten Bereich in einer Woche und 0.1 mGy für einen nicht kontrollierten Bereich in einer Woche)
• Art des Abschirmmaterials (z. B. Blei oder Beton)
• die Distanz (d) von der Quelle bis zum geschützten Ort.

Unter Berücksichtigung dieser Überlegungen der Wert des Primärstrahlverhältnisses oder des Transmissionsfaktors K in mGy pro mA-min bei einem Meter ist gegeben durch:

Die Abschirmung der Röntgeneinrichtung muss so ausgeführt sein, dass der Schutz nicht durch Fugen beeinträchtigt wird; durch Öffnungen für Kanäle, Rohre usw., die durch die Barrieren führen; oder durch Leitungen, Installationskästen usw., die in die Barrieren eingebettet sind. Die Abschirmung sollte nicht nur die Rückseite der Installationsboxen, sondern auch die Seiten bedecken oder ausreichend ausgedehnt sein, um einen gleichwertigen Schutz zu bieten. Leitungen, die durch Barrieren führen, sollten genügend Krümmungen aufweisen, um die Strahlung auf das erforderliche Niveau zu reduzieren. Beobachtungsfenster müssen eine Abschirmung haben, die derjenigen entspricht, die für die Trennwand (Barriere) oder Tür, in der sie sich befinden, erforderlich ist.

Strahlentherapieeinrichtungen können Türverriegelungen, Warnleuchten, Videoüberwachung oder Mittel zur akustischen (z. B. Stimme oder Summer) und visuellen Kommunikation zwischen allen Personen, die sich möglicherweise in der Einrichtung aufhalten, und dem Bediener erfordern.

Es gibt zwei Arten von Schutzbarrieren:

1. primäre Schutzbarrieren, die ausreichen, um den primären (nützlichen) Strahl auf das erforderliche Niveau zu dämpfen
2. sekundäre Schutzbarrieren, die ausreichen, um Leck-, Streu- und Streustrahlung auf das erforderliche Niveau zu dämpfen.

Um die sekundäre Schutzbarriere zu entwerfen, berechnen Sie separat die erforderliche Dicke zum Schutz gegen jede Komponente. Wenn die erforderlichen Dicken ungefähr gleich sind, addieren Sie eine zusätzliche HVL zur größten berechneten Dicke. Wenn die größte Differenz zwischen den berechneten Dicken ein TVL oder mehr beträgt, ist der dickste der berechneten Werte ausreichend.

Die Streustrahlungsintensität hängt vom Streuwinkel, der Energie des Nutzstrahls, der Feldgröße oder Streufläche und der Objektzusammensetzung ab.

Beim Entwurf sekundärer Schutzbarrieren werden die folgenden vereinfachenden konservativen Annahmen getroffen:

1. Wenn Röntgenstrahlen mit 500 kV oder weniger erzeugt werden, ist die Energie der gestreuten Strahlung gleich der Energie des Nutzstrahls.
2. Nach der Streuung wird das Röntgenenergiespektrum für Strahlen, die bei Spannungen von mehr als 500 kV erzeugt werden, auf das eines 500-kV-Strahls herabgesetzt, und die absorbierte Dosisrate bei 1 m und 90 Grad vom Streuer beträgt 0.1 % von der im Nutzstrahl am Streupunkt.

Das Transmissionsverhältnis für Streustrahlung wird mit dem Streutransmissionsfaktor (K_μx) mit Einheiten von mGy•m² (mA-min)^-1:

woher P ist die maximale wöchentliche Energiedosisleistung (in mGy), d_scat ist der Abstand vom Ziel der Röntgenröhre und dem Objekt (Patient), d_Sek. ist die Entfernung vom Streuer (Objekt) zum interessierenden Punkt, den die sekundären Barrieren abschirmen sollen, a ist das Verhältnis von gestreuter Strahlung zu einfallender Strahlung, f ist die tatsächliche Streufeldgröße (in cm²), Und F ist ein Faktor, der der Tatsache Rechnung trägt, dass die Röntgenstrahlleistung mit der Spannung zunimmt. Kleinere Werte von K_μx erfordern dickere Schilde.

Der Leckdämpfungsfaktor B_LX für diagnostische Röntgensysteme wird wie folgt berechnet:

woher d ist die Entfernung vom Rohrziel zum interessanten Punkt und I ist der Röhrenstrom in mA.

Die Barrierendämpfungsbeziehung für therapeutische Röntgensysteme, die bei 500 kV oder weniger betrieben werden, ist gegeben durch:

Bei therapeutischen Röntgenröhren, die bei Spannungen über 500 kV betrieben werden, ist die Streuung normalerweise auf 0.1 % der Intensität des nutzbaren Strahls bei 1 m begrenzt. Der Dämpfungsfaktor beträgt in diesem Fall:

woher X_n ist die Energiedosisleistung (in mGy/h) in 1 m Entfernung von einer therapeutischen Röntgenröhre, die mit einem Röhrenstrom von 1 mA betrieben wird.

Die Anzahl n von HVLs erforderlich, um die gewünschte Dämpfung zu erhalten B_LX ergibt sich aus der Beziehung:

or

Beta-Partikel-Abschirmung

Beim Entwerfen einer Abschirmung für einen hochenergetischen Betastrahler müssen zwei Faktoren berücksichtigt werden. Sie sind die Beta-Teilchen selbst und die Bremsstrahlung erzeugt durch Betateilchen, die in der Quelle und im Schild absorbiert werden. Bremsstrahlung besteht aus Röntgenphotonen, die entstehen, wenn geladene Teilchen mit hoher Geschwindigkeit schnell abgebremst werden.

Daher besteht ein Beta-Schild oft aus einer Substanz mit niedriger Ordnungszahl (um zu minimieren Bremsstrahlung Produktion), die dick genug ist, um alle Beta-Partikel zu stoppen. Darauf folgt ein Material mit hoher Ordnungszahl, das dick genug ist, um zu dämpfen Bremsstrahlung auf ein akzeptables Niveau. (Das Umkehren der Reihenfolge der Schilde erhöht sich Bremsstrahlung Produktion im ersten Schild auf ein Niveau, das so hoch ist, dass der zweite Schild möglicherweise unzureichenden Schutz bietet.)

Zwecks Schätzung Bremsstrahlung Gefahr, kann die folgende Beziehung verwendet werden:

woher f ist der Anteil der einfallenden Beta-Energie, der in Photonen umgewandelt wird, Z die Ordnungszahl des Absorbers ist, und E_β ist die maximale Energie des Betateilchenspektrums in MeV. Um einen angemessenen Schutz zu gewährleisten, wird normalerweise davon ausgegangen, dass alle Bremsstrahlung Photonen haben die maximale Energie.

Das Bremsstrahlung Fluss F in der Ferne d aus der Beta-Quelle kann wie folgt geschätzt werden:

`E_β ist die durchschnittliche Beta-Teilchenenergie und kann geschätzt werden durch:

Der Bereich R_β von Beta-Partikeln in Einheiten der Flächendichte (mg/cm²) kann für Betateilchen mit Energien zwischen 0.01 und 2.5 MeV wie folgt abgeschätzt werden:

woher R_β ist in mg/cm² und E_β ist in MeV.

Aussichten für E_β>2.5 MeV, der Beta-Teilchenbereich R_β kann wie folgt geschätzt werden:

woher R_β ist in mg/cm² und E_β ist in MeV.

Alpha-Partikel-Abschirmung

Alphateilchen sind die am wenigsten durchdringende Art ionisierender Strahlung. Aufgrund der zufälligen Natur seiner Wechselwirkungen variiert die Reichweite eines einzelnen Alpha-Teilchens zwischen Nennwerten, wie in Abbildung 1 angegeben. Die Reichweite im Fall von Alpha-Teilchen kann auf unterschiedliche Weise ausgedrückt werden: durch minimale, mittlere, extrapolierte oder maximale Reichweite . Die mittlere Reichweite ist am genauesten bestimmbar, entspricht der Reichweite des „durchschnittlichen“ Alpha-Teilchens und wird am häufigsten verwendet.

Abbildung 1. Typische Reichweitenverteilung von Alpha-Partikeln

Luft ist das am häufigsten verwendete Absorptionsmedium zum Spezifizieren der Reichweite-Energie-Beziehung von Alpha-Partikeln. Für Alpha-Energie E_α weniger als etwa 4 MeV, R_α in Luft ist ungefähr gegeben durch:

woher R_α ist in cm, E_α in MeV.

Aussichten für E_α zwischen 4 und 8 MeV, R_α in Luft ist ungefähr gegeben durch:

woher R_α ist in cm, E_α in MeV.

Die Reichweite von Alphateilchen in jedem anderen Medium kann aus der folgenden Beziehung geschätzt werden:

R_α (in anderem Medium; mg/cm²) » 0.56 A^1/3 R_α (in Luft; cm) wo A ist die Ordnungszahl des Mediums.

Neutronenabschirmung

Als allgemeine Faustregel für die Neutronenabschirmung wird das Neutronenenergiegleichgewicht erreicht und bleibt dann nach einer oder zwei Relaxationslängen des Abschirmmaterials konstant. Daher wird bei Abschirmungen, die dicker als einige Relaxationslängen sind, die Äquivalentdosis außerhalb von Beton- oder Eisenabschirmungen mit Relaxationslängen von 120 g/cm gedämpft² oder 145 g/cm²², Bzw.

Der Energieverlust von Neutronen durch elastische Streuung erfordert eine wasserstoffhaltige Abschirmung, um die Energieübertragung zu maximieren, wenn die Neutronen moderiert oder verlangsamt werden. Für Neutronenenergien über 10 MeV sind inelastische Prozesse beim Abschwächen von Neutronen wirksam.

Wie Kernreaktoren erfordern Hochenergiebeschleuniger eine starke Abschirmung zum Schutz der Arbeiter. Die meisten Dosisäquivalente für Arbeiter stammen aus der Exposition gegenüber aktiviertem radioaktivem Material während Wartungsarbeiten. Aktivierungsprodukte werden in den Komponenten und Unterstützungssystemen des Beschleunigers produziert.

Überwachung der Arbeitsplatzumgebung

Auf die Gestaltung routinemäßiger und betrieblicher Überwachungsprogramme für das Arbeitsumfeld ist gesondert einzugehen. Spezielle Überwachungsprogramme werden entwickelt, um bestimmte Ziele zu erreichen. Es ist nicht wünschenswert, Programme allgemein zu entwerfen.

Routineüberwachung auf externe Strahlung

Ein wichtiger Bestandteil bei der Vorbereitung eines Programms zur routinemäßigen Überwachung der externen Strahlung am Arbeitsplatz ist die Durchführung einer umfassenden Untersuchung, wenn eine neue Strahlungsquelle oder eine neue Einrichtung in Betrieb genommen wird oder wenn wesentliche Änderungen vorgenommen wurden oder vorgenommen wurden in einer bestehenden Installation vorgenommen.

Die Häufigkeit der routinemäßigen Überwachung wird unter Berücksichtigung der erwarteten Änderungen in der Strahlungsumgebung bestimmt. Bei geringfügigen oder unwesentlichen Änderungen der Schutzausrüstung oder Änderungen der am Arbeitsplatz durchgeführten Prozesse ist eine routinemäßige Strahlenüberwachung des Arbeitsplatzes zu Überprüfungszwecken selten erforderlich. Wenn die Strahlungsfelder schnell und unvorhersehbar auf potenziell gefährliche Werte ansteigen, ist ein Strahlungsüberwachungs- und -warnsystem für den Bereich erforderlich.

Betriebsüberwachung auf externe Strahlung

Die Gestaltung eines Betriebsüberwachungsprogramms hängt stark davon ab, ob die durchzuführenden Operationen die Strahlungsfelder beeinflussen oder ob die Strahlungsfelder während des normalen Betriebs im Wesentlichen konstant bleiben. Die detaillierte Ausgestaltung einer solchen Erhebung hängt entscheidend von der Form der Operation und den Bedingungen ab, unter denen sie stattfindet.

Routineüberwachung auf Oberflächenkontamination

Das herkömmliche Verfahren zur routinemäßigen Überwachung auf Oberflächenkontamination besteht darin, einen repräsentativen Bruchteil der Oberflächen in einem Bereich mit einer erfahrungsbedingten Häufigkeit zu überwachen. Wenn der Betrieb so ist, dass eine beträchtliche Oberflächenkontamination wahrscheinlich ist und die Arbeiter bei einem einzigen Ereignis erhebliche Mengen radioaktiven Materials aus dem Arbeitsbereich tragen könnten, sollte die routinemäßige Überwachung durch den Einsatz von Portal-Kontaminationsmonitoren ergänzt werden.

Operative Überwachung auf Oberflächenkontamination

Eine Form der Betriebsüberwachung ist die Untersuchung von Gegenständen auf Kontamination, wenn sie einen radiologisch kontrollierten Bereich verlassen. Diese Überwachung muss die Hände und Füße der Arbeitnehmer umfassen.

Die Hauptziele eines Überwachungsprogramms für Oberflächenkontamination sind:

• um bei der Verhinderung der Ausbreitung radioaktiver Kontamination zu helfen
• um Eindämmungsfehler oder Abweichungen von guten Betriebsverfahren zu erkennen
• die Oberflächenkontamination auf ein Niveau zu begrenzen, bei dem allgemeine Standards guter Haushaltsführung angemessen sind, um die Strahlenexposition so gering wie vernünftigerweise erreichbar zu halten und eine übermäßige Exposition durch Kontamination von Kleidung und Haut zu vermeiden
• Bereitstellung von Informationen für die Planung optimierter Programme für Einzelpersonen, für die Luftüberwachung und für die Festlegung von Betriebsabläufen.

Überwachung auf luftgetragene Kontamination

Die Überwachung von radioaktiven Stoffen in der Luft ist wichtig, da die Inhalation normalerweise der wichtigste Aufnahmeweg für solche Stoffe durch Strahlenarbeiter ist.

Die Überwachung des Arbeitsplatzes auf Kontamination durch die Luft ist unter folgenden Umständen routinemäßig erforderlich:

• wenn gasförmige oder flüchtige Stoffe in großen Mengen gehandhabt werden
• wenn der Umgang mit radioaktivem Material bei solchen Vorgängen zu einer häufigen und erheblichen Kontamination des Arbeitsplatzes führt
• bei der Verarbeitung von mäßig bis hochgiftigen radioaktiven Stoffen
• beim Umgang mit offenen therapeutischen Radionukliden in Krankenhäusern
• beim Einsatz heißer Zellen, Reaktoren und kritischer Baugruppen.

Wenn ein Luftüberwachungsprogramm erforderlich ist, muss es:

• in der Lage sein, die wahrscheinliche Obergrenze der Inhalation radioaktiver Stoffe durch Strahlenarbeiter abzuschätzen
• in der Lage sein, auf unerwartete Kontaminationen in der Luft aufmerksam zu machen, damit Strahlenarbeiter geschützt und Abhilfemaßnahmen eingeleitet werden können
• Bereitstellung von Informationen für die Planung von Programmen zur individuellen Überwachung auf interne Kontamination.

Die gebräuchlichste Form der Überwachung auf Kontamination in der Luft ist die Verwendung von Luftprobennehmern an einer Reihe ausgewählter Orte, die so ausgewählt wurden, dass sie für die Atemzonen von Strahlenarbeitern angemessen repräsentativ sind. Es kann erforderlich sein, die Atemzonen durch die Verwendung von persönlichen Luft- oder Reversprobennehmern genauer darzustellen.

Nachweis und Messung von Strahlung und radioaktiver Kontamination

Die Überwachung oder Untersuchung durch Wisch- und Instrumentenuntersuchungen von Tischplatten, Fußböden, Kleidung, Haut und anderen Oberflächen sind bestenfalls qualitative Verfahren. Es ist schwierig, sie hochgradig quantitativ zu machen. Die verwendeten Instrumente sind in der Regel Erkennungstypen und keine Messgeräte. Da die beteiligte Menge an Radioaktivität oft gering ist, sollte die Empfindlichkeit der Instrumente hoch sein.

Die Anforderungen an die Tragbarkeit von Kontaminationsdetektoren hängen von deren Verwendungszweck ab. Wenn das Instrument zur allgemeinen Überwachung von Laboroberflächen dient, ist ein tragbarer Instrumententyp wünschenswert. Wenn das Instrument für eine bestimmte Verwendung bestimmt ist, bei der das zu überwachende Objekt zum Instrument gebracht werden kann, ist eine Tragbarkeit nicht erforderlich. Kleidungsmonitore und Hand- und Schuhmonitore sind im Allgemeinen nicht tragbar.

Zählraten-Instrumente und -Monitore enthalten normalerweise Zähleranzeigen und akustische Ausgänge oder Kopfhörerbuchsen. Tabelle 4 identifiziert Instrumente, die für den Nachweis radioaktiver Kontamination verwendet werden könnenIon.+

Tabelle 4. Kontaminationserkennungsinstrumente

¹ cpm = Zählungen pro Minute.
² Nur wenige Oberflächenmonitore eignen sich zum Nachweis von Tritium (³H). Wischtests, die von Flüssigkeitsszintillationsgeräten gezählt werden, sind zum Nachweis einer Tritiumkontamination geeignet.
³ GM = Geiger-Müller-Zählerzähler.

Alpha-Kontaminationsdetektoren

Die Empfindlichkeit eines Alpha-Detektors wird durch seine Fensterfläche und Fensterdicke bestimmt. Die Fensterfläche beträgt in der Regel 50 cm² oder größer mit einer Fensterflächendichte von 1 mg/cm² oder weniger. Alpha-Kontaminationsmonitore sollten gegenüber Beta- und Gammastrahlung unempfindlich sein, um Hintergrundstörungen zu minimieren. Dies wird im Allgemeinen durch eine Impulshöhendiskriminierung in der Zählschaltung erreicht.

Tragbare Alpha-Monitore können entweder Gas-Proportionalzähler oder Zinksulfid-Szintillationszähler sein.

Beta-Kontaminationsdetektoren

Tragbare Beta-Monitore verschiedener Typen können zum Nachweis einer Beta-Partikel-Kontamination verwendet werden. Geiger-Müller (GM)-Zählratenmessgeräte benötigen im Allgemeinen ein dünnes Fenster (Flächendichte zwischen 1 und 40 mg/cm²). Szintillationszähler (Anthracen oder Kunststoff) sind sehr empfindlich gegenüber Betateilchen und relativ unempfindlich gegenüber Photonen. Tragbare Betazähler können im Allgemeinen nicht zur Überwachung auf Tritium verwendet werden (³H) Kontamination, weil die Energie der Tritium-Beta-Teilchen sehr niedrig ist.

Alle Instrumente, die zur Überwachung der Betakontamination eingesetzt werden, reagieren auch auf Hintergrundstrahlung. Dies muss bei der Interpretation der Instrumentenablesungen berücksichtigt werden.

Wenn hohe Hintergrundstrahlungswerte vorhanden sind, sind tragbare Zähler zur Kontaminationsüberwachung von begrenztem Wert, da sie keine kleinen Anstiege bei anfänglich hohen Zählraten anzeigen. Unter diesen Bedingungen werden Abstrich- oder Wischtests empfohlen.

Gamma-Kontaminationsdetektoren

Da die meisten Gammastrahler auch Beta-Partikel emittieren, erkennen die meisten Kontaminationsmonitore sowohl Beta- als auch Gammastrahlung. Die übliche Praxis besteht darin, einen Detektor zu verwenden, der für beide Strahlungsarten empfindlich ist, um eine erhöhte Empfindlichkeit zu haben, da die Detektionseffizienz für Betateilchen normalerweise größer ist als für Gammastrahlen. Plastikszintillatoren oder Natriumiodid (NaI)-Kristalle sind empfindlicher gegenüber Photonen als GM-Zähler und werden daher zum Nachweis von Gammastrahlen empfohlen.

Luftkeimsammler und Monitore

Partikel können mit den folgenden Methoden beprobt werden: Sedimentation, Filtration, Impaktion und elektrostatische oder thermische Ausfällung. Die Partikelkontamination in der Luft wird jedoch im Allgemeinen durch Filtration überwacht (Pumpen von Luft durch Filtermedien und Messen der Radioaktivität auf dem Filter). Die Probenahmedurchflussraten sind im Allgemeinen größer als 0.03 m³/Mindest. Die Probendurchflussraten der meisten Labore betragen jedoch nicht mehr als 0.3 m³/Mindest. Zu den speziellen Arten von Luftkeimsammlern gehören „Grab“-Probenehmer und Continuous Air Monitors (CAM). Die CAMs sind entweder mit festem oder beweglichem Filterpapier erhältlich. Ein CAM sollte einen Alarm enthalten, da seine Hauptfunktion darin besteht, vor Änderungen der luftgetragenen Kontamination zu warnen.

Da Alpha-Partikel eine sehr kurze Reichweite haben, müssen Oberflächenfilter (z. B. Membranfilter) für die Messung der Alpha-Partikel-Kontamination verwendet werden. Die entnommene Probe muss dünn sein. Die Zeit zwischen Sammlung und Messung muss berücksichtigt werden, um den Zerfall der Radon (Rn)-Folgeprodukte zu berücksichtigen.

Radiojod wie z ¹²³I, ¹²⁵I und ¹³¹I kann mit Filterpapier nachgewiesen werden (insbesondere wenn das Papier mit Holzkohle oder Silbernitrat gefüllt ist), da sich ein Teil des Jods auf dem Filterpapier ablagert. Quantitative Messungen erfordern jedoch Aktivkohle- oder Silberzeolith-Fallen oder -Kanister, um eine effiziente Absorption bereitzustellen.

Tritiumhaltiges Wasser und Tritiumgas sind die primären Formen der Tritiumkontamination. Obwohl Tritiumwasser eine gewisse Affinität zu den meisten Filterpapieren hat, sind Filterpapiertechniken für die Probenahme von Tritiumwasser nicht sehr effektiv. Die empfindlichsten und genauesten Messmethoden beinhalten die Absorption von tritiiertem Wasserdampfkondensat. Tritium in der Luft (z. B. als Wasserstoff, Kohlenwasserstoffe oder Wasserdampf) kann mit Kanne-Kammern (Durchfluss-Ionisationskammern) effektiv gemessen werden. Die Absorption von tritiiertem Wasserdampf aus einer Luftprobe kann erreicht werden, indem die Probe durch eine Falle geleitet wird, die ein Kieselgel-Molekularsieb enthält, oder indem die Probe durch destilliertes Wasser geperlt wird.

Je nach Betrieb oder Prozess kann eine Überwachung auf radioaktive Gase erforderlich sein. Mit Kanne-Kammern ist dies möglich. Die am häufigsten verwendeten Geräte zur Probenahme durch Absorption sind Gaswäscher und Impinger. Viele Gase können auch gesammelt werden, indem die Luft unter den Gefrierpunkt des Gases gekühlt und das Kondensat gesammelt wird. Diese Sammelmethode wird am häufigsten für Tritiumoxid und Edelgase verwendet.

Es gibt verschiedene Möglichkeiten, Stichproben zu erhalten. Die ausgewählte Methode sollte für das zu entnehmende Gas und die erforderliche Analyse- oder Messmethode geeignet sein.

Überwachung des Abwassers

Die Abwasserüberwachung bezieht sich auf die Messung der Radioaktivität an der Stelle, an der sie in die Umwelt freigesetzt wird. Aufgrund der kontrollierten Beschaffenheit des Probenahmeorts, der sich normalerweise in einem Abfallstrom befindet, der durch einen Schornstein oder eine Flüssigkeitsableitung abgeführt wird, ist dies relativ einfach zu bewerkstelligen.

Eine kontinuierliche Überwachung der Radioaktivität in der Luft kann erforderlich sein. Zusätzlich zu der Probensammelvorrichtung, normalerweise einem Filter, umfasst eine typische Probennahmeanordnung für Partikel in der Luft eine Luftbewegungsvorrichtung, einen Durchflussmesser und zugehörige Leitungen. Die Luftbewegungsvorrichtung ist stromabwärts vom Probensammler angeordnet; Das heißt, die Luft wird zuerst durch den Probensammler und dann durch den Rest des Probenahmesystems geleitet. Probenahmeleitungen, insbesondere vor dem Probenahmesystem, sollten so kurz wie möglich und frei von scharfen Krümmungen, Turbulenzbereichen oder Widerstand gegen den Luftstrom gehalten werden. Für die Luftprobenahme sollte ein konstantes Volumen über einen geeigneten Bereich von Druckabfällen verwendet werden. Kontinuierliche Probenahme für radioaktive Xenon (Xe)- oder Krypton (Kr)-Isotope wird durch Adsorption an Aktivkohle oder durch kryogene Mittel erreicht. Die Lucas-Zelle ist eine der ältesten Techniken und immer noch die beliebteste Methode zur Messung von Rn-Konzentrationen.

Manchmal ist eine kontinuierliche Überwachung von Flüssigkeiten und Abfallleitungen auf radioaktive Materialien erforderlich. Beispiele sind Abflussleitungen von heißen Labors, nuklearmedizinischen Labors und Reaktorkühlmittelleitungen. Eine kontinuierliche Überwachung kann jedoch durch eine routinemäßige Laboranalyse einer kleinen Probe proportional zur Durchflussrate des Abwassers durchgeführt werden. Es sind Probenehmer erhältlich, die periodisch Aliquots entnehmen oder kontinuierlich eine kleine Flüssigkeitsmenge entnehmen.

Stichproben sind die übliche Methode zur Bestimmung der Konzentration radioaktiver Stoffe in einem Auffangbehälter. Die Probe muss nach der Umwälzung entnommen werden, um das Ergebnis der Messung mit zulässigen Abflussmengen zu vergleichen.

Im Idealfall stimmen die Ergebnisse des Abwassermonitorings und des Umweltmonitorings gut überein, wobei letzteres mit Hilfe verschiedener Pfadmodelle aus ersterem errechenbar ist. Es muss jedoch anerkannt und betont werden, dass die Abwasserüberwachung, egal wie gut oder umfangreich sie ist, die tatsächliche Messung der radiologischen Bedingungen in der Umgebung nicht ersetzen kann.

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Dieser Artikel beschreibt Aspekte von Strahlenschutzprogrammen. Das Ziel des Strahlenschutzes besteht darin, schädliche Auswirkungen ionisierender Strahlung und radioaktiver Stoffe auf Arbeitnehmer, die Öffentlichkeit und die Umwelt zu beseitigen oder zu minimieren und gleichzeitig ihre vorteilhafte Verwendung zu ermöglichen.

Die meisten Strahlenschutzprogramme müssen nicht jedes der unten beschriebenen Elemente implementieren. Die Gestaltung eines Strahlenschutzprogramms hängt von den Arten der beteiligten ionisierenden Strahlungsquellen und ihrer Verwendung ab.

Strahlenschutzprinzipien

Die Internationale Strahlenschutzkommission (ICRP) hat vorgeschlagen, dass die folgenden Grundsätze die Verwendung ionisierender Strahlung und die Anwendung von Strahlenschutznormen leiten sollten:

1. Es sollte keine Praxis angewendet werden, die Strahlenexpositionen beinhaltet, es sei denn, sie bringt den exponierten Personen oder der Gesellschaft einen ausreichenden Nutzen, um die durch sie verursachten Strahlenschäden auszugleichen (die Rechtfertigung einer Praxis).
2. In Bezug auf eine bestimmte Quelle innerhalb einer Praxis sollten die Höhe der Einzeldosen, die Anzahl der exponierten Personen und die Wahrscheinlichkeit von Expositionen, bei denen diese nicht sicher sind, so niedrig wie vernünftigerweise erreichbar (ALARA) gehalten werden und soziale Faktoren berücksichtigt werden. Dieses Verfahren sollte durch Beschränkungen der Dosen für Einzelpersonen (Dosisbeschränkungen) eingeschränkt werden, um die Ungerechtigkeit zu begrenzen, die sich wahrscheinlich aus den inhärenten wirtschaftlichen und sozialen Beurteilungen ergibt (die Optimierung des Schutzes).
3. Die Exposition von Personen, die sich aus der Kombination aller einschlägigen Praktiken ergibt, sollte Dosisbegrenzungen oder im Fall potenzieller Expositionen einer gewissen Risikokontrolle unterliegen. Diese zielen darauf ab, sicherzustellen, dass niemand Strahlungsrisiken ausgesetzt wird, die unter normalen Umständen durch diese Praktiken als inakzeptabel beurteilt werden. Nicht alle Quellen können durch Maßnahmen an der Quelle kontrolliert werden, und es ist notwendig, die einzubeziehenden Quellen als relevant zu spezifizieren, bevor ein Dosisgrenzwert ausgewählt wird (individuelle Dosis- und Risikogrenzen).

Strahlenschutznormen

Es gibt Standards für die Strahlenexposition von Arbeitnehmern und der allgemeinen Öffentlichkeit und für jährliche Grenzwerte für die Aufnahme (ALI) von Radionukliden. Aus den ALIs können Standards für Konzentrationen von Radionukliden in Luft und Wasser abgeleitet werden.

Die ICRP hat umfangreiche Tabellen von ALIs und abgeleiteten Luft- und Wasserkonzentrationen veröffentlicht. Eine Zusammenfassung der empfohlenen Dosisgrenzen finden Sie in Tabelle 1.

Tabelle 1. Empfohlene Dosisgrenzwerte der International Commission on Radiological Protection¹

¹ Die Grenzwerte gelten für die Summe der relevanten Dosen aus externer Exposition im angegebenen Zeitraum und der 50-Jahres-Folgedosis (bis zum Alter von 70 Jahren bei Kindern) aus Aufnahmen im selben Zeitraum.

² Mit der weiteren Maßgabe, dass die effektive Dosis in einem Jahr 50 mSv nicht überschreiten soll. Zusätzliche Einschränkungen gelten für die berufliche Exposition von Schwangeren.

³ Unter besonderen Umständen könnte in einem einzigen Jahr ein höherer Wert der effektiven Dosis zugelassen werden, sofern der Durchschnitt über 5 Jahre 1 mSv pro Jahr nicht überschreitet.

⁴ Die Begrenzung der effektiven Dosis schützt die Haut ausreichend vor stochastischen Effekten. Für örtlich begrenzte Expositionen ist ein zusätzlicher Grenzwert erforderlich, um deterministische Effekte zu verhindern.

Dosimetrie

Die Dosimetrie wird verwendet, um die Äquivalentdosis anzuzeigen, von der Arbeitnehmer empfangen werden extern Strahlungsfelder, denen sie ausgesetzt sein können. Dosimeter sind gekennzeichnet durch die Art des Gerätes, die Art der gemessenen Strahlung und den Körperteil, für den die Energiedosis angezeigt werden soll.

Am häufigsten werden drei Haupttypen von Dosimetern verwendet. Sie sind Thermolumineszenzdosimeter, Filmdosimeter und Ionisationskammern. Andere Arten von Dosimetern (hier nicht besprochen) umfassen Spaltfolien, Spurätzgeräte und „Blasen“-Dosimeter aus Kunststoff.

Thermolumineszenzdosimeter sind die am häufigsten verwendeten Personendosimeter. Sie nutzen das Prinzip, dass einige Materialien, wenn sie Energie aus ionisierender Strahlung absorbieren, diese so speichern, dass sie später beim Erhitzen der Materialien in Form von Licht zurückgewonnen werden kann. Die freigesetzte Lichtmenge ist in hohem Maße direkt proportional zu der von der ionisierenden Strahlung absorbierten Energie und damit zu der vom Material aufgenommenen absorbierten Dosis. Diese Proportionalität gilt über einen sehr weiten Bereich von ionisierender Strahlungsenergie und Energiedosisleistung.

Zur genauen Verarbeitung von Thermolumineszenz-Dosimetern ist eine spezielle Ausrüstung erforderlich. Das Auslesen des Thermolumineszenz-Dosimeters zerstört die darin enthaltenen Dosisinformationen. Nach entsprechender Aufbereitung sind Thermolumineszenzdosimeter jedoch wiederverwendbar.

Das für Thermolumineszenzdosimeter verwendete Material muss für das von ihm emittierte Licht transparent sein. Die am häufigsten verwendeten Materialien für Thermolumineszenzdosimeter sind Lithiumfluorid (LiF) und Calciumfluorid (CaF).₂). Die Materialien können mit anderen Materialien dotiert oder mit einer spezifischen Isotopenzusammensetzung für Spezialzwecke wie Neutronendosimetrie hergestellt werden.

Viele Dosimeter enthalten mehrere Thermolumineszenz-Chips mit unterschiedlichen Filtern davor, um zwischen Energien und Strahlungsarten unterscheiden zu können.

Film war das beliebteste Material für die Personendosimetrie, bevor die Thermolumineszenzdosimetrie üblich wurde. Der Grad der Filmverdunkelung hängt von der Energie ab, die von der ionisierenden Strahlung absorbiert wird, aber die Beziehung ist nicht linear. Die Abhängigkeit der Filmreaktion von der absorbierten Gesamtdosis, der absorbierten Dosisrate und der Strahlungsenergie ist größer als bei Thermolumineszenz-Dosimetern und kann den Anwendungsbereich des Films einschränken. Der Film hat jedoch den Vorteil, dass er die Energiedosis, der er ausgesetzt war, dauerhaft aufzeichnet.

Für spezielle Zwecke, wie z. B. Neutronendosimetrie, können verschiedene Filmformulierungen und Filteranordnungen verwendet werden. Wie bei Thermolumineszenz-Dosimetern ist für eine ordnungsgemäße Analyse eine spezielle Ausrüstung erforderlich.

Folien sind im Allgemeinen viel empfindlicher gegenüber Umgebungsfeuchtigkeit und -temperatur als thermolumineszierende Materialien und können unter ungünstigen Bedingungen falsch hohe Messwerte liefern. Andererseits können die von Thermolumineszenz-Dosimetern angezeigten Äquivalentdosen durch den Stoß, wenn sie auf eine harte Oberfläche fallen, beeinträchtigt werden.

Nur die größten Organisationen betreiben ihre eigenen Dosimetriedienste. Die meisten erhalten solche Dienstleistungen von Unternehmen, die darauf spezialisiert sind. Es ist wichtig, dass solche Unternehmen von geeigneten unabhängigen Behörden lizenziert oder akkreditiert sind, damit genaue Dosimetrieergebnisse gewährleistet sind.

Selbstlesende, kleine Ionisationskammern, auch genannt Taschenkammern, werden verwendet, um sofortige Dosimetrieinformationen zu erhalten. Ihre Verwendung ist oft erforderlich, wenn Personal Bereiche mit hoher oder sehr hoher Strahlung betreten muss, wo Personal in kurzer Zeit eine große absorbierte Dosis erhalten könnte. Taschenkammern werden oft vor Ort kalibriert und sind sehr stoßempfindlich. Daher sollten sie immer durch Thermolumineszenz- oder Filmdosimeter ergänzt werden, die genauer und zuverlässiger sind, aber keine sofortigen Ergebnisse liefern.

Eine Dosimetrie ist für einen Arbeitnehmer erforderlich, wenn er mit hinreichender Wahrscheinlichkeit einen bestimmten Prozentsatz, normalerweise 5 oder 10 %, der höchstzulässigen Äquivalentdosis für den ganzen Körper oder bestimmte Körperteile ansammelt.

Ein Ganzkörperdosimeter sollte irgendwo zwischen den Schultern und der Taille getragen werden, an einer Stelle, an der die höchste Exposition zu erwarten ist. Wenn die Expositionsbedingungen dies rechtfertigen, können andere Dosimeter an Fingern oder Handgelenken, am Bauch, an einem Band oder Hut an der Stirn oder an einem Halsband getragen werden, um die lokale Exposition von Extremitäten, einem Fötus oder Embryo, der Schilddrüse oder der Schilddrüse zu beurteilen Linsen der Augen. Siehe entsprechende behördliche Richtlinien dazu, ob Dosimeter innerhalb oder außerhalb von Schutzkleidung wie Bleischürzen, Handschuhen und Halsbändern getragen werden sollten.

Personendosimeter zeigen nur die Strahlung an, auf die die Dosimeter ausgesetzt war. Die Zuordnung der Dosimeterdosis zur Person oder den Organen der Person ist für kleine, unbedeutende Dosen akzeptabel, aber große Dosimeterdosen, insbesondere solche, die die behördlichen Standards erheblich überschreiten, sollten sorgfältig im Hinblick auf die Dosimeterplatzierung und die tatsächlichen Strahlungsfelder analysiert werden, denen die Dosimeterdosis entspricht Arbeiter ausgesetzt war, als er die Dosis schätzte, der die Arbeiter tatsächlich erhalten. Im Rahmen der Untersuchung sollte eine Erklärung des Arbeitnehmers eingeholt und in das Protokoll aufgenommen werden. Sehr häufig sind jedoch sehr hohe Dosimeterdosen das Ergebnis einer absichtlichen Strahlenexposition des Dosimeters, während es nicht getragen wurde.

Bioassay

Bioassay (auch genannt Radiobioassay) bezeichnet die Bestimmung von Arten, Mengen oder Konzentrationen und in manchen Fällen der Orte radioaktiver Stoffe im menschlichen Körper, sei es durch direkte Messung (in vivo Zählung) oder durch Analyse und Bewertung von ausgeschiedenen oder aus dem menschlichen Körper entfernten Materialien.

Biotests werden normalerweise verwendet, um die Äquivalentdosis von Arbeitern aufgrund von radioaktivem Material, das in den Körper aufgenommen wird, zu bestimmen. Es kann auch einen Hinweis auf die Wirksamkeit aktiver Maßnahmen geben, die ergriffen werden, um eine solche Aufnahme zu verhindern. Seltener kann es verwendet werden, um die Dosis abzuschätzen, die ein Arbeitnehmer durch eine massive externe Strahlenexposition erhalten hat (z. B. durch Zählen weißer Blutkörperchen oder Chromosomenstörungen).

Ein Bioassay muss durchgeführt werden, wenn die begründete Möglichkeit besteht, dass ein Arbeitnehmer mehr als einen bestimmten Prozentsatz (normalerweise 5 oder 10 %) des ALI für ein Radionuklid in seinen Körper aufnimmt oder aufgenommen hat. Die chemische und physikalische Form des im Körper gesuchten Radionuklids bestimmt die Art des Bioassays, der für seinen Nachweis erforderlich ist.

Biotests können aus der Analyse von Körperproben (z. B. Urin, Kot, Blut oder Haare) auf radioaktive Isotope bestehen. In diesem Fall kann die Menge an Radioaktivität in der Probe mit der Radioaktivität im Körper der Person und folglich mit der Strahlendosis in Beziehung gesetzt werden, die der Körper der Person oder bestimmte Organe erhalten haben oder zu erhalten verpflichtet sind. Ein Urin-Bioassay für Tritium ist ein Beispiel für diese Art von Bioassay.

Ganzkörper- oder Teilkörper-Scanning kann verwendet werden, um Radionuklide zu erkennen, die Röntgen- oder Gammastrahlen mit einer Energie emittieren, die außerhalb des Körpers vernünftigerweise nachweisbar ist. Schilddrüsen-Bioassay für Jod-131 (¹³¹I) ist ein Beispiel für diese Art von Bioassay.

Der Bioassay kann intern durchgeführt werden, oder Proben oder Personal können an eine Einrichtung oder Organisation geschickt werden, die auf den durchzuführenden Bioassay spezialisiert ist. In jedem Fall ist eine ordnungsgemäße Kalibrierung der Ausrüstung und die Akkreditierung von Laborverfahren unerlässlich, um genaue, präzise und vertretbare Bioassay-Ergebnisse sicherzustellen.

Schutzkleidung

Der Arbeitgeber stellt dem Arbeitnehmer Schutzkleidung zur Verfügung, um die Möglichkeit einer radioaktiven Kontamination des Arbeitnehmers oder seiner Kleidung zu verringern oder den Arbeitnehmer teilweise vor Beta-, X- oder Gammastrahlung abzuschirmen. Beispiele für erstere sind Antikontaminationskleidung, Handschuhe, Hauben und Stiefel. Beispiele für Letzteres sind bleihaltige Schürzen, Handschuhe und Brillen.

Atemschutz

Ein Atemschutzgerät ist ein Gerät, wie z. B. ein Beatmungsgerät, das verwendet wird, um die Aufnahme radioaktiver Stoffe durch die Luft durch einen Arbeitnehmer zu reduzieren.

Arbeitgeber müssen, soweit praktikabel, Prozess- oder andere technische Kontrollen (z. B. Eindämmung oder Belüftung) verwenden, um die Konzentrationen der radioaktiven Materialien in der Luft zu begrenzen. Wenn dies nicht möglich ist, um die Konzentrationen radioaktiver Stoffe in der Luft auf Werte unterhalb derjenigen zu kontrollieren, die einen Bereich mit luftgetragener Radioaktivität definieren, muss der Arbeitgeber im Einklang mit der Aufrechterhaltung der gesamten effektiven Äquivalentdosis ALARA die Überwachung verstärken und die Aufnahme um einen oder mehrere der folgenden Bereiche begrenzen Folgendes bedeutet:

• Kontrolle des Zugangs
• Begrenzung der Belichtungszeiten
• Verwendung von Atemschutzgeräten
• andere Kontrollen.

An Arbeitnehmer ausgegebene Atemschutzgeräte müssen den geltenden nationalen Normen für solche Geräte entsprechen.

Der Arbeitgeber muss ein Atemschutzprogramm implementieren und aufrechterhalten, das Folgendes umfasst:

• Luftproben ausreichend, um die potenzielle Gefahr zu identifizieren, die Auswahl der richtigen Ausrüstung zu ermöglichen und die Exposition abzuschätzen
• gegebenenfalls Erhebungen und Bioassays zur Bewertung der tatsächlichen Aufnahme
• Prüfung von Atemschutzgeräten auf Funktionsfähigkeit unmittelbar vor jedem Einsatz
• schriftliche Verfahren zur Auswahl, Anpassung, Ausgabe, Wartung und Prüfung von Atemschutzgeräten, einschließlich der Prüfung auf Funktionsfähigkeit unmittelbar vor jedem Gebrauch; Überwachung und Schulung des Personals; Überwachung, einschließlich Luftproben und Bioassays; und Aufzeichnungen
• Feststellung durch einen Arzt vor dem erstmaligen Anpassen von Atemschutzgeräten und regelmäßig in einer von einem Arzt festgelegten Häufigkeit, dass der einzelne Benutzer medizinisch in der Lage ist, das Atemschutzgerät zu verwenden.

Der Arbeitgeber muss jeden Benutzer von Atemschutzmasken darauf hinweisen, dass der Benutzer den Arbeitsbereich jederzeit verlassen kann, um sich von der Verwendung von Atemschutzmasken zu befreien, wenn eine Fehlfunktion der Ausrüstung, physische oder psychische Belastungen, Verfahrens- oder Kommunikationsfehler, eine erhebliche Verschlechterung der Betriebsbedingungen oder andere Bedingungen vorliegen das könnte eine solche Erleichterung erfordern.

Auch wenn die Umstände den routinemäßigen Einsatz von Atemschutzgeräten nicht erfordern, können glaubwürdige Notfallbedingungen ihre Verfügbarkeit erfordern. In solchen Fällen müssen die Atemschutzgeräte auch von einer geeigneten akkreditierenden Organisation für diese Verwendung zertifiziert und in einem gebrauchsfertigen Zustand gehalten werden.

Arbeitsmedizinische Überwachung

Arbeitnehmer, die ionisierender Strahlung ausgesetzt sind, sollten arbeitsmedizinische Dienste im gleichen Umfang erhalten wie Arbeitnehmer, die anderen Berufsgefahren ausgesetzt sind.

Allgemeine Voruntersuchungen beurteilen den allgemeinen Gesundheitszustand des potenziellen Mitarbeiters und ermitteln Basisdaten. Vorangegangene Krankengeschichten und Expositionsgeschichten sollten immer erhoben werden. Je nach Art der zu erwartenden Strahlenexposition können spezielle Untersuchungen, wie z. B. Augenlinsen- und Blutbilduntersuchungen, erforderlich sein. Dies sollte dem Ermessen des behandelnden Arztes überlassen bleiben.

Kontaminationsuntersuchungen

Eine Kontaminationsuntersuchung ist eine Bewertung der radiologischen Bedingungen, die mit der Herstellung, Verwendung, Freisetzung, Entsorgung oder dem Vorhandensein radioaktiver Materialien oder anderer Strahlungsquellen einhergehen. Gegebenenfalls umfasst eine solche Bewertung eine physische Untersuchung des Standorts radioaktiver Stoffe und Messungen oder Berechnungen der Strahlungspegel oder Konzentrationen oder Mengen vorhandener radioaktiver Stoffe.

Kontaminationsuntersuchungen werden durchgeführt, um die Einhaltung nationaler Vorschriften nachzuweisen und das Ausmaß der Strahlungspegel, Konzentrationen oder Mengen radioaktiven Materials und die potenziellen radiologischen Gefahren, die vorhanden sein könnten, zu bewerten.

Die Häufigkeit von Kontaminationsuntersuchungen wird durch den Grad der vorhandenen potenziellen Gefahr bestimmt. In Lagerbereichen für radioaktive Abfälle sowie in Laboratorien und Kliniken, in denen relativ große Mengen offener radioaktiver Quellen verwendet werden, sollten wöchentliche Untersuchungen durchgeführt werden. Für Laboratorien, die mit kleinen Mengen radioaktiver Quellen arbeiten, wie z in vitro Tests mit Isotopen wie Tritium, Kohlenstoff-14 (¹⁴C) und Jod-125 (¹²⁵I) mit Aktivitäten von weniger als einigen kBq.

Strahlenschutzausrüstung und Vermessungsmessgeräte müssen für die Art des radioaktiven Materials und der betroffenen Strahlung geeignet und ordnungsgemäß kalibriert sein.

Kontaminationsuntersuchungen bestehen aus Messungen der Umgebungsstrahlungspegel mit einem Geiger-Müller (GM)-Zähler, einer Ionisationskammer oder einem Szintillationszähler; Messungen möglicher α- oder βγ-Oberflächenkontaminationen mit geeigneten Dünnfenster-GM- oder Zinksulfid-(ZnS)-Szintillationszählern; und Wischtests von Oberflächen, die später in einem Szintillations-(Natriumiodid (NaI))-Well-Zähler, einem Germanium-(Ge)-Zähler oder einem Flüssigszintillationszähler gezählt werden sollen.

Für Umgebungsstrahlungs- und Kontaminationsmessergebnisse müssen geeignete Auslösewerte festgelegt werden. Wenn ein Auslösewert überschritten wird, müssen unverzüglich Maßnahmen ergriffen werden, um die festgestellten Werte zu mindern, sie wieder auf akzeptable Bedingungen zu bringen und zu verhindern, dass Personal einer unnötigen Strahlung ausgesetzt wird und radioaktives Material aufgenommen und verbreitet wird.

Umweltüberwachung

Umweltüberwachung bezieht sich auf das Sammeln und Messen von Umweltproben auf radioaktive Materialien und die Überwachung von Bereichen außerhalb der Umgebung des Arbeitsplatzes auf Strahlungswerte. Zu den Zwecken der Umweltüberwachung gehören die Abschätzung der Folgen für den Menschen, die sich aus der Freisetzung von Radionukliden in die Biosphäre ergeben, die Erkennung von Freisetzungen radioaktiver Stoffe in die Umwelt, bevor sie schwerwiegend werden, und der Nachweis der Einhaltung von Vorschriften.

Eine vollständige Beschreibung der Umweltüberwachungstechniken würde den Rahmen dieses Artikels sprengen. Allgemeine Prinzipien werden jedoch diskutiert.

Es müssen Umweltproben entnommen werden, die den wahrscheinlichsten Weg für Radionuklide aus der Umwelt zum Menschen überwachen. Beispielsweise sollten Boden-, Wasser-, Gras- und Milchproben in landwirtschaftlichen Regionen rund um ein Kernkraftwerk routinemäßig entnommen und auf Jod-131 (¹³¹I) und Strontium-90 (⁹⁰Sr) Inhalt.

Die Umweltüberwachung kann die Entnahme von Proben von Luft, Grundwasser, Oberflächenwasser, Boden, Laub, Fisch, Milch, Wildtieren und so weiter umfassen. Die Auswahl der zu entnehmenden Proben und deren Häufigkeit sollte auf dem Zweck der Überwachung basieren, obwohl eine kleine Anzahl zufälliger Proben manchmal ein zuvor unbekanntes Problem identifizieren kann.

Der erste Schritt bei der Gestaltung eines Umweltüberwachungsprogramms besteht darin, die Radionuklide, die freigesetzt werden oder unbeabsichtigt freigesetzt werden können, hinsichtlich Art und Menge sowie physikalischer und chemischer Form zu charakterisieren.

Die Möglichkeit des Transports dieser Radionuklide durch Luft, Grundwasser und Oberflächenwasser ist die nächste Überlegung. Ziel ist es, die Konzentrationen von Radionukliden vorherzusagen, die den Menschen direkt über Luft und Wasser oder indirekt über Lebensmittel erreichen.

Die Bioakkumulation von Radionukliden, die aus der Ablagerung in aquatischen und terrestrischen Umgebungen resultieren, ist der nächste Punkt, der Anlass zur Sorge gibt. Ziel ist es, die Konzentration von Radionukliden vorherzusagen, sobald sie in die Nahrungskette gelangen.

Abschließend wird die Rate des menschlichen Verzehrs dieser potenziell kontaminierten Lebensmittel und der Beitrag dieses Verzehrs zur menschlichen Strahlendosis und dem daraus resultierenden Gesundheitsrisiko untersucht. Die Ergebnisse dieser Analyse werden verwendet, um den besten Ansatz für die Umweltprobenahme zu bestimmen und sicherzustellen, dass die Ziele des Umweltüberwachungsprogramms erreicht werden.

Lecktests von versiegelten Quellen

Eine umschlossene Quelle bedeutet radioaktives Material, das in einer Kapsel eingeschlossen ist, die dazu bestimmt ist, ein Auslaufen oder Entweichen des Materials zu verhindern. Solche Quellen müssen regelmäßig getestet werden, um sicherzustellen, dass aus der Quelle kein radioaktives Material austritt.

Jede versiegelte Strahlungsquelle muss vor ihrer ersten Verwendung auf Dichtigkeit getestet werden, es sei denn, der Lieferant hat eine Bescheinigung vorgelegt, aus der hervorgeht, dass die Quelle innerhalb von sechs Monaten (drei Monate für α-Strahler) vor der Übergabe an den derzeitigen Eigentümer getestet wurde. Jede umschlossene Quelle muss mindestens einmal alle sechs Monate (bei α-Strahlern alle drei Monate) oder in einem von der Regulierungsbehörde festgelegten Intervall auf Dichtheit geprüft werden.

Im Allgemeinen sind Lecktests an folgenden Quellen nicht erforderlich:

• Quellen, die nur radioaktives Material mit einer Halbwertszeit von weniger als 30 Tagen enthalten
• Quellen, die nur radioaktives Material als Gas enthalten
• Quellen, die 4 MBq oder weniger βγ-emittierendes Material oder 0.4 MBq oder weniger α-emittierendes Material enthalten
• gespeicherte und nicht verwendete Quellen; Jede solche Quelle muss jedoch vor jeder Verwendung oder Übertragung auf Lecks getestet werden, es sei denn, sie wurde innerhalb von sechs Monaten vor dem Datum der Verwendung oder Übertragung auf Lecks getestet
• Samen von Iridium-192 (¹⁹²Ir) in Nylonband eingeschlossen.

Ein Lecktest wird durchgeführt, indem eine Wischprobe von der versiegelten Quelle oder von den Oberflächen des Geräts, in dem die versiegelte Quelle montiert oder gelagert ist, auf denen sich radioaktive Kontamination ansammeln könnte, entnommen wird, oder indem die Quelle in einer kleinen Menge Reinigungsmittel gewaschen wird Lösung und Behandlung des gesamten Volumens als Probe.

Die Probe sollte so gemessen werden, dass der Dichtheitstest das Vorhandensein von mindestens 200 Bq radioaktivem Material auf der Probe nachweisen kann.

Versiegelte Radiumquellen erfordern spezielle Lecktestverfahren, um austretendes Radon (Rn)-Gas zu erkennen. Beispielsweise beinhaltet ein Verfahren, die versiegelte Quelle mindestens 24 Stunden lang in einem Gefäß mit Baumwollfasern zu halten. Am Ende des Zeitraums werden die Baumwollfasern auf das Vorhandensein von Rn-Nachkommen analysiert.

Eine versiegelte Quelle, deren Leckagen die zulässigen Grenzwerte überschreiten, muss außer Betrieb genommen werden. Wenn die Quelle nicht reparierbar ist, sollte sie als radioaktiver Abfall behandelt werden. Die Regulierungsbehörde kann verlangen, dass undichte Quellen gemeldet werden, falls die Leckage auf einen Herstellungsfehler zurückzuführen ist, der einer weiteren Untersuchung würdig ist.

Maschinen

Das Strahlenschutzpersonal muss ein aktuelles Verzeichnis aller radioaktiven Stoffe und anderer Quellen ionisierender Strahlung führen, für die der Arbeitgeber verantwortlich ist. Die Verfahren der Organisation müssen sicherstellen, dass das Personal für Strahlenschutz den Empfang, die Verwendung, den Transfer und die Entsorgung all dieser Materialien und Quellen kennt, damit das Inventar auf dem neuesten Stand gehalten werden kann. Eine physische Bestandsaufnahme aller versiegelten Quellen sollte mindestens einmal alle drei Monate durchgeführt werden. Das vollständige Inventar der Quellen ionisierender Strahlung sollte während der jährlichen Prüfung des Strahlenschutzprogramms überprüft werden.

Buchung von Bereichen

Abbildung 1 zeigt das international genormte Strahlungssymbol. Dies muss auf allen Schildern, die Bereiche kennzeichnen, die zum Zwecke des Strahlenschutzes kontrolliert werden, und auf Behälteretiketten, die auf das Vorhandensein radioaktiver Materialien hinweisen, gut sichtbar erscheinen.

Abbildung 1. Strahlungssymbol

Bereiche, die zum Zwecke des Strahlenschutzes kontrolliert werden, werden häufig in Bezug auf zunehmende Dosisleistungspegel ausgewiesen. Solche Bereiche müssen auffällig mit einem oder mehreren Schildern mit dem Strahlungssymbol und den Worten „VORSICHT, STRAHLUNGSBEREICH“, „VORSICHT (or GEFAHR), BEREICH MIT HOHER STRAHLUNG“ oder „GROSSE GEFAHR, BEREICH MIT SEHR HOCHSTRAHLUNG“.

1. Ein Strahlungsbereich ist ein für Personal zugänglicher Bereich, in dem Strahlungswerte dazu führen können, dass eine Person in 0.05 h in 1 cm Entfernung von der Strahlungsquelle oder von jeder Oberfläche, die die Strahlung durchdringt, eine Äquivalentdosis von mehr als 30 mSv erhält.
2. Ein Bereich mit hoher Strahlung ist ein für Personal zugänglicher Bereich, in dem Strahlungswerte dazu führen können, dass eine Person in 1 h in einem Abstand von 1 cm von der Strahlungsquelle oder von jeder Oberfläche, die die Strahlung durchdringt, eine Äquivalentdosis von mehr als 30 mSv erhält.
3. Ein Bereich mit sehr hoher Strahlung ist ein für Personal zugänglicher Bereich, in dem Strahlungspegel dazu führen können, dass eine Person in 5 h in 1 m Entfernung von einer Strahlungsquelle oder von einer beliebigen Oberfläche, die die Strahlung durchdringt, eine absorbierte Dosis von mehr als 1 Gy erhält.

Wenn ein Bereich oder Raum eine erhebliche Menge an radioaktivem Material (wie von der Regulierungsbehörde definiert) enthält, muss der Eingang zu diesem Bereich oder Raum gut sichtbar mit einem Schild mit dem Strahlensymbol und den Worten „VORSICHT (or GEFAHR), RADIOAKTIVE STOFFE“.

Ein Bereich mit luftgetragener Radioaktivität ist ein Raum oder Bereich, in dem die luftgetragene Radioaktivität bestimmte, von der Regulierungsbehörde festgelegte Werte überschreitet. Jeder Bereich mit luftgetragener Radioaktivität muss mit einem auffälligen Schild oder Schildern mit dem Strahlungssymbol und den Worten „CAUTION, AIRBORNE RADIOACTIVITY AREA“ oder „DANGER, AIRBORNE RADIOACTIVITY AREA“ gekennzeichnet sein.

Ausnahmen von dieser Aushangpflicht können für Patientenzimmer in Krankenhäusern gewährt werden, in denen diese Zimmer anderweitig unter angemessener Kontrolle stehen. Bereiche oder Räume, in denen sich die Strahlungsquellen für einen Zeitraum von höchstens acht Stunden aufhalten sollen und die ansonsten ständig unter angemessener Kontrolle durch qualifiziertes Personal überwacht werden, müssen nicht gekennzeichnet werden.

Access Control

Der Grad, in dem der Zugang zu einem Bereich kontrolliert werden muss, wird durch den Grad der potenziellen Strahlengefährdung in dem Bereich bestimmt.

Kontrolle des Zugangs zu Bereichen mit hoher Strahlung

Jeder Eingang oder Zugangspunkt zu einem Bereich mit hoher Strahlung muss eines oder mehrere der folgenden Merkmale aufweisen:

• eine Kontrollvorrichtung, die beim Betreten des Bereichs bewirkt, dass der Strahlungspegel unter den Wert reduziert wird, bei dem eine Person in 1 h in einem Abstand von 1 cm von der Strahlungsquelle oder von jeder Oberfläche, auf die die Strahlung trifft, eine Dosis von 30 mSv erhalten könnte dringt ein
• ein Steuergerät, das ein auffälliges sichtbares oder hörbares Alarmsignal auslöst, damit die Person, die den Bereich mit hoher Strahlung betritt, und der Leiter der Aktivität auf den Eintritt aufmerksam gemacht werden
• Zugänge, die verschlossen sind, außer in Zeiten, in denen der Zugang zum Bereich erforderlich ist, mit positiver Kontrolle über jeden einzelnen Eingang.

Anstelle der für einen Bereich mit hoher Strahlung erforderlichen Kontrollen kann eine kontinuierliche direkte oder elektronische Überwachung, die geeignet ist, unbefugten Zutritt zu verhindern, ersetzt werden.

Die Kontrollen müssen so eingerichtet werden, dass Personen nicht daran gehindert werden, den Bereich mit hoher Strahlung zu verlassen.

Kontrolle des Zugangs zu Bereichen mit sehr hoher Strahlung

Zusätzlich zu den Anforderungen für einen Bereich mit hoher Strahlung müssen zusätzliche Maßnahmen ergriffen werden, um sicherzustellen, dass eine Person nicht in der Lage ist, sich unbefugt oder versehentlich Zugang zu Bereichen zu verschaffen, in denen Strahlungspegel von 5 Gy oder mehr in 1 h bei 1 m angetroffen werden könnten von einer Strahlungsquelle oder einer Oberfläche, durch die die Strahlung eindringt.

Markierungen auf Behältern und Ausrüstung

Jeder Behälter mit radioaktivem Material ab einer von der Regulierungsbehörde festgelegten Menge muss ein dauerhaftes, gut sichtbares Etikett mit dem Strahlungssymbol und den Worten „VORSICHT, RADIOAKTIVES MATERIAL“ oder „GEFAHR, RADIOAKTIVES MATERIAL“ tragen. Das Etikett muss auch ausreichende Informationen enthalten – wie z. B. das/die vorhandene(n) Radionuklid(e), eine Schätzung der Radioaktivitätsmenge, das Datum, für das die Aktivität geschätzt wird, Strahlungsniveaus, Materialarten und Massenanreicherung – um Personen die Handhabung oder Verwendung zu ermöglichen der Container oder Arbeiten in der Nähe der Container, um Vorkehrungen zu treffen, um Expositionen zu vermeiden oder zu minimieren.

Vor dem Abtransport oder der Entsorgung leerer, nicht kontaminierter Behälter in nicht eingeschränkten Bereichen muss das Etikett für radioaktive Stoffe entfernt oder unkenntlich gemacht werden, oder es muss deutlich darauf hingewiesen werden, dass der Behälter keine radioaktiven Stoffe mehr enthält.

Behälter müssen nicht gekennzeichnet werden, wenn:

1. Die Behälter werden von einer Person betreut, die die erforderlichen Vorkehrungen trifft, um eine Exposition von Personen über die gesetzlichen Grenzwerte hinaus zu verhindern
2. Behälter werden während des Transports gemäß den einschlägigen Transportvorschriften verpackt und gekennzeichnet
3. Behälter sind nur Personen zugänglich, die berechtigt sind, sie zu handhaben oder zu verwenden oder in der Nähe der Behälter zu arbeiten, wenn der Inhalt diesen Personen durch ein leicht zugängliches schriftliches Protokoll gekennzeichnet ist (Beispiele für Behälter dieser Art sind Behälter an Orten wie z wassergefüllte Kanäle, Speichergewölbe oder Heiße Zellen); das Protokoll ist so lange aufzubewahren, wie die Behälter für den im Protokoll angegebenen Zweck verwendet werden; oder
4. Die Behälter werden in Fertigungs- oder Prozessanlagen wie Reaktorkomponenten, Rohrleitungen und Tanks eingebaut.

Warngeräte und Alarme

Bereiche mit hoher Strahlung und Bereiche mit sehr hoher Strahlung müssen mit Warnvorrichtungen und Alarmen wie oben beschrieben ausgestattet sein. Diese Geräte und Alarme können sichtbar oder hörbar oder beides sein. Geräte und Alarme für Systeme wie Teilchenbeschleuniger sollten als Teil des Startvorgangs automatisch eingeschaltet werden, damit das Personal Zeit hat, den Bereich zu verlassen oder das System mit einer „Scram“-Taste auszuschalten, bevor Strahlung erzeugt wird. „Scram“-Knöpfe (Knöpfe im kontrollierten Bereich, die, wenn sie gedrückt werden, ein sofortiges Absinken der Strahlungswerte auf sichere Werte bewirken) müssen leicht zugänglich und gut sichtbar gekennzeichnet und angezeigt werden.

Überwachungsgeräte wie z. B. kontinuierliche Luftüberwachungsgeräte (CAMs) können so voreingestellt werden, dass sie hörbare und sichtbare Alarme ausgeben oder ein System ausschalten, wenn bestimmte Auslösewerte überschritten werden.

Anzeigen / Instrumente

Der Arbeitgeber muss für den Grad und die Art der am Arbeitsplatz vorhandenen Strahlung und radioaktiven Stoffe geeignete Messgeräte zur Verfügung stellen. Diese Instrumentierung kann verwendet werden, um die Strahlungs- oder Radioaktivitätswerte zu erkennen, zu überwachen oder zu messen.

Die Instrumentierung muss in angemessenen Abständen unter Verwendung akkreditierter Methoden und Kalibrierquellen kalibriert werden. Die Kalibrierungsquellen sollten den zu erfassenden oder zu messenden Quellen so ähnlich wie möglich sein.

Zu den Arten der Instrumentierung gehören tragbare Vermessungsinstrumente, kontinuierliche Luftmonitore, Hand- und Fußportalmonitore, Flüssigkeitsszintillationszähler, Detektoren mit Ge- oder NaI-Kristallen und so weiter.

Transport von radioaktivem Material

Die Internationale Atomenergiebehörde (IAEO) hat Vorschriften für den Transport von radioaktivem Material erlassen. Die meisten Länder haben Vorschriften erlassen, die mit den IAEO-Vorschriften für den Versand radioaktiver Stoffe kompatibel sind.

Abbildung 2. Kategorie I – WEISSES Etikett

Abbildung 2, Abbildung 3 und Abbildung 4 sind Beispiele für Versandetiketten, die die IAEA-Bestimmungen auf der Außenseite von zum Versand gebrachten Verpackungen vorschreiben, die radioaktive Materialien enthalten. Der Transportindex auf den Etiketten in Abbildung 3 und Abbildung 4 bezieht sich auf die höchste effektive Dosisleistung in 1 m Entfernung von jeder Oberfläche des Versandstücks in mSv/h, multipliziert mit 100, dann auf das nächste Zehntel aufgerundet. (Wenn beispielsweise die höchste effektive Dosisleistung in 1 m Entfernung von einer beliebigen Oberfläche eines Pakets 0.0233 mSv/h beträgt, beträgt der Transportindex 2.4.)

Abbildung 3. Kategorie II – GELBES Etikett

Abbildung 5 zeigt ein Beispiel für ein Schild, das Bodenfahrzeuge gut sichtbar anbringen müssen, wenn sie Pakete befördern, die radioaktive Stoffe in einer bestimmten Menge enthalten.

Abbildung 5. Fahrzeugplakette

Verpackungen, die für den Versand radioaktiver Materialien bestimmt sind, müssen strenge Prüf- und Dokumentationsanforderungen erfüllen. Die Art und Menge des zu versendenden radioaktiven Materials bestimmt, welche Spezifikationen die Verpackung erfüllen muss.

Die Transportvorschriften für radioaktives Material sind kompliziert. Personen, die radioaktive Materialien nicht routinemäßig versenden, sollten sich immer an Experten wenden, die mit solchen Sendungen erfahren sind.

Radioaktiver Müll

Es stehen verschiedene Entsorgungsmethoden für radioaktiven Abfall zur Verfügung, aber alle werden von den Regulierungsbehörden kontrolliert. Daher muss eine Organisation immer mit ihrer Regulierungsbehörde Rücksprache halten, um sicherzustellen, dass eine Entsorgungsmethode zulässig ist. Zu den Entsorgungsmethoden für radioaktive Abfälle gehören die Aufbewahrung des Materials für den radioaktiven Zerfall und die anschließende Entsorgung ohne Berücksichtigung der Radioaktivität, Verbrennung, Entsorgung in der Kanalisation, Landvergrabung und Vergrabung auf See. Die Bestattung auf See ist oft von der nationalen Politik oder internationalen Verträgen nicht erlaubt und wird nicht weiter erörtert.

Radioaktive Abfälle aus Reaktorkernen (hochradioaktive Abfälle) bereiten bei der Entsorgung besondere Probleme. Die Handhabung und Entsorgung solcher Abfälle wird von nationalen und internationalen Regulierungsbehörden kontrolliert.

Häufig kann radioaktiver Abfall eine andere Eigenschaft als Radioaktivität aufweisen, die den Abfall an sich gefährlich machen würde. Solche Abfälle werden genannt gemischte Abfälle. Beispiele sind radioaktiver Abfall, der auch biologisch gefährlich oder giftig ist. Mischabfälle bedürfen einer besonderen Behandlung. Wenden Sie sich für die ordnungsgemäße Entsorgung solcher Abfälle an die Aufsichtsbehörden.

Halten für radioaktiven Zerfall

Ist die Halbwertszeit des radioaktiven Materials kurz (in der Regel weniger als 65 Tage) und verfügt die Organisation über genügend Lagerraum, können die radioaktiven Abfälle ohne Rücksicht auf ihre Radioaktivität zum Abklingen mit anschließender Entsorgung bereitgehalten werden. Eine Haltezeit von mindestens zehn Halbwertszeiten reicht normalerweise aus, um Strahlungspegel vom Hintergrund ununterscheidbar zu machen.

Die Abfälle müssen vor der Entsorgung begutachtet werden. Die Vermessung sollte eine für die zu erfassende Strahlung geeignete Instrumentierung verwenden und nachweisen, dass die Strahlungspegel nicht vom Hintergrund zu unterscheiden sind.

IVerbrennung

Lässt die Aufsichtsbehörde die Verbrennung zu, muss in der Regel nachgewiesen werden, dass durch die Verbrennung die zulässigen Konzentrationen von Radionukliden in der Luft nicht überschritten werden. Die Asche muss regelmäßig untersucht werden, um sicherzustellen, dass sie nicht radioaktiv ist. Unter Umständen kann es erforderlich sein, den Schornstein zu überwachen, um sicherzustellen, dass zulässige Luftkonzentrationen nicht überschritten werden.

Entsorgung in der Kanalisation

Wenn die Regulierungsbehörde eine solche Entsorgung zulässt, muss in der Regel nachgewiesen werden, dass diese Entsorgung nicht dazu führt, dass die Konzentration von Radionukliden im Wasser die zulässigen Werte überschreitet. Das zu entsorgende Material muss in Wasser löslich oder auf andere Weise leicht dispergierbar sein. Die Regulierungsbehörde legt häufig spezifische Jahresgrenzen für eine solche Entsorgung durch Radionuklid fest.

Landbestattung

Radioaktiver Abfall, der nicht auf andere Weise entsorgt werden kann, wird durch Erdverlegung an Orten entsorgt, die von nationalen oder lokalen Aufsichtsbehörden genehmigt wurden. Regulierungsbehörden kontrollieren diese Entsorgung streng. Abfallerzeuger dürfen in der Regel keine radioaktiven Abfälle auf ihrem eigenen Grundstück entsorgen. Die mit der Landbestattung verbundenen Kosten umfassen Verpackungs-, Versand- und Lagerkosten. Diese Kosten fallen zusätzlich zu den Kosten für die Grabstätte selbst an und können oft durch Verdichten des Abfalls reduziert werden. Die Kosten für die Landbestattung für die Entsorgung radioaktiver Abfälle steigen rapide an.

Programmprüfungen

Strahlenschutzprogramme sollten regelmäßig auf Wirksamkeit, Vollständigkeit und Einhaltung durch die Aufsichtsbehörde überprüft werden. Die Prüfung sollte mindestens einmal jährlich erfolgen und umfassend sein. Selbstaudits sind in der Regel zulässig, aber Audits durch unabhängige externe Stellen sind wünschenswert. Audits durch externe Agenturen sind in der Regel objektiver und haben einen globaleren Blickwinkel als lokale Audits. Eine Auditierungsbehörde, die nicht mit dem täglichen Betrieb eines Strahlenschutzprogramms verbunden ist, kann häufig Probleme identifizieren, die von den lokalen Betreibern nicht gesehen werden, die sich möglicherweise daran gewöhnt haben, sie zu übersehen.

Schulung

Arbeitgeber müssen allen Arbeitnehmern, die ionisierender Strahlung oder radioaktiven Materialien ausgesetzt oder potenziell ausgesetzt sind, Strahlenschutzschulungen anbieten. Sie müssen eine Erstschulung anbieten, bevor ein Arbeitnehmer seine Arbeit aufnimmt, sowie eine jährliche Auffrischungsschulung. Darüber hinaus muss jede Arbeitnehmerin im gebärfähigen Alter speziell geschult und über die Auswirkungen ionisierender Strahlung auf das ungeborene Kind und über geeignete Vorsichtsmaßnahmen informiert werden. Diese besondere Unterweisung muss bei der erstmaligen Beschäftigung, bei der jährlichen Auffrischungsschulung und bei Meldung der Schwangerschaft an den Arbeitgeber erfolgen.

Alle Personen, die in einem Teil eines Bereichs arbeiten oder sich dort aufhalten, zu dem der Zugang zum Zwecke des Strahlenschutzes eingeschränkt ist:

• müssen über die Lagerung, Weitergabe oder Verwendung radioaktiver Stoffe oder Strahlung in solchen Teilen des Sperrgebiets auf dem Laufenden gehalten werden
• müssen über die Gesundheitsschutzprobleme im Zusammenhang mit der Exposition gegenüber solchen radioaktiven Materialien oder Strahlung, über Vorsichtsmaßnahmen oder Verfahren zur Minimierung der Exposition und über die Zwecke und Funktionen der verwendeten Schutzvorrichtungen unterrichtet werden
• müssen insoweit instruiert und angewiesen werden, die anwendbaren Bestimmungen nationaler und Arbeitgebervorschriften zum Schutz des Personals vor der Exposition gegenüber Strahlung oder radioaktiven Stoffen, die in solchen Bereichen auftreten, einzuhalten und zu beachten
• müssen über ihre Verantwortung belehrt werden, dem Arbeitgeber unverzüglich alle Umstände zu melden, die zu einem Verstoß gegen nationale oder Arbeitgebervorschriften oder zu einer unnötigen Exposition gegenüber Strahlung oder radioaktivem Material führen oder führen können
• muss angewiesen werden, angemessen auf Warnungen im Falle eines ungewöhnlichen Vorfalls oder einer Fehlfunktion zu reagieren, die eine Exposition gegenüber Strahlung oder radioaktivem Material beinhalten können
• müssen über die Strahlenbelastungsberichte informiert werden, die Arbeitnehmer verlangen können.

Der Umfang der Strahlenschutzanweisungen muss den möglichen radiologischen Gesundheitsschutzproblemen im kontrollierten Bereich angemessen sein. Die Anweisungen müssen gegebenenfalls auf Hilfspersonal ausgeweitet werden, wie z. B. Krankenschwestern, die radioaktiv verseuchte Patienten in Krankenhäusern betreuen, sowie Feuerwehrleute und Polizeibeamte, die auf Notfälle reagieren könnten.

Arbeitnehmerqualifikationen

Arbeitgeber müssen sicherstellen, dass Arbeitnehmer, die ionisierende Strahlung verwenden, für die Arbeit, für die sie beschäftigt werden, qualifiziert sind. Die Arbeitnehmer müssen über den Hintergrund und die Erfahrung verfügen, um ihre Arbeit sicher auszuführen, insbesondere in Bezug auf die Exposition gegenüber und die Verwendung von ionisierender Strahlung und radioaktiven Materialien.

Das Strahlenschutzpersonal muss über die entsprechenden Kenntnisse und Qualifikationen verfügen, um ein gutes Strahlenschutzprogramm umzusetzen und zu betreiben. Ihre Kenntnisse und Qualifikationen müssen den möglichen radiologischen Gesundheitsschutzproblemen, denen sie und die Arbeitnehmer wahrscheinlich begegnen werden, zumindest angemessen sein.

Notfallplanung

Alle außer den kleinsten Betrieben, die ionisierende Strahlung oder radioaktive Materialien verwenden, müssen über Notfallpläne verfügen. Diese Pläne müssen auf dem neuesten Stand gehalten und regelmäßig ausgeübt werden.

Notfallpläne sollten alle glaubwürdigen Notfallsituationen berücksichtigen. Die Pläne für ein großes Kernkraftwerk werden viel umfangreicher sein und eine viel größere Fläche und Anzahl von Menschen umfassen als die Pläne für ein kleines Radioisotopenlabor.

Alle Krankenhäuser, insbesondere in großen Ballungsgebieten, sollten Pläne für die Aufnahme und Versorgung radioaktiv kontaminierter Patienten haben. Polizei und Feuerwehr sollten Pläne für den Umgang mit Transportunfällen mit radioaktivem Material haben.

Record Keeping

Die Strahlenschutzaktivitäten einer Organisation müssen vollständig dokumentiert und angemessen aufbewahrt werden. Solche Aufzeichnungen sind unerlässlich, wenn frühere Strahlenexpositionen oder Radioaktivitätsfreisetzungen erforderlich sind, und um die Einhaltung der Anforderungen der Regulierungsbehörden nachzuweisen. Konsistente, genaue und umfassende Aufzeichnungen müssen hohe Priorität genießen.

Organisatorische Überlegungen

Die Position des Hauptverantwortlichen für den Strahlenschutz muss in der Organisation so platziert werden, dass er oder sie unmittelbaren Zugang zu allen Ebenen der Arbeitnehmer und des Managements hat. Er oder sie muss freien Zugang zu Bereichen haben, zu denen der Zugang aus Gründen des Strahlenschutzes beschränkt ist, und die Befugnis haben, unsichere oder illegale Praktiken sofort einzustellen.

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Dieser Artikel beschreibt mehrere bedeutende Strahlenunfälle, ihre Ursachen und die Reaktionen darauf. Eine Überprüfung der Ereignisse vor, während und nach diesen Unfällen kann den Planern Informationen liefern, um zukünftiges Auftreten solcher Unfälle auszuschließen und eine angemessene, schnelle Reaktion zu verbessern, falls sich ein ähnlicher Unfall wiederholt.

Akuter Strahlentod infolge einer versehentlichen nuklearen kritischen Exkursion am 30. Dezember 1958

Dieser Bericht ist bemerkenswert, weil es sich dabei um die größte unfallbedingte Strahlendosis handelt, die Menschen (bis heute) erhalten haben, und wegen der äußerst professionellen und gründlichen Aufarbeitung des Falls. Dies ist eine der besten, wenn nicht sogar die beste Dokumentation akutes Strahlensyndrom Beschreibungen, die vorhanden sind (JOM 1961).

Am 4. Dezember 35 um 30:1958 Uhr fand in der Plutonium-Rückgewinnungsanlage des Los Alamos National Laboratory (New Mexico, USA) eine versehentliche kritische Exkursion statt, die zu einer tödlichen Strahlenverletzung eines Angestellten (K) führte.

Der Zeitpunkt des Unfalls ist wichtig, da sich vor einer halben Stunde sechs weitere Arbeiter mit K im selben Raum aufgehalten hatten. Das Datum des Unfalls ist wichtig, da der normale Fluss von spaltbarem Material in das System für die physische Bestandsaufnahme zum Jahresende unterbrochen wurde. Diese Unterbrechung führte dazu, dass ein Routineverfahren nicht zur Routine wurde, und führte zu einer versehentlichen „Kritikalität“ der versehentlich in das System eingeführten plutoniumreichen Feststoffe.

Zusammenfassung der Schätzungen der Strahlenbelastung von K

Die beste Schätzung der durchschnittlichen Ganzkörperexposition von K lag zwischen 39 und 49 Gy, wovon etwa 9 Gy auf Spaltneutronen zurückzuführen waren. Der oberen Körperhälfte wurde ein erheblich größerer Teil der Dosis zugeführt als der unteren. Tabelle 1 zeigt eine Schätzung der Strahlenexposition von K.

Tabelle 1. Schätzungen der Strahlenbelastung von K

Klinischer Verlauf des Patienten

Rückblickend lässt sich der klinische Verlauf von Patient K in vier unterschiedliche Perioden einteilen. Diese Perioden unterschieden sich in Dauer, Symptomen und Ansprechen auf die unterstützende Therapie.

Die erste Periode, die 20 bis 30 Minuten dauerte, war durch seinen sofortigen körperlichen Zusammenbruch und seine geistige Handlungsunfähigkeit gekennzeichnet. Sein Zustand entwickelte sich zu Halbbewusstsein und schwerer Erschöpfung.

Die zweite Periode dauerte etwa 1.5 Stunden und begann mit seiner Ankunft auf einer Trage in der Notaufnahme des Krankenhauses und endete mit seiner Verlegung von der Notaufnahme auf die Station zur weiteren unterstützenden Therapie. Dieses Intervall war durch einen so schweren kardiovaskulären Schock gekennzeichnet, dass der Tod während der ganzen Zeit unmittelbar bevorstand. Er schien unter starken Bauchschmerzen zu leiden.

Die dritte Periode war etwa 28 Stunden lang und war durch eine ausreichende subjektive Verbesserung gekennzeichnet, um fortgesetzte Versuche zur Linderung seiner Anoxie, Hypotonie und seines Kreislaufversagens zu fördern.

Die vierte Periode begann mit dem unangekündigten Einsetzen von schnell zunehmender Reizbarkeit und Antagonismus, der an Manie grenzte, gefolgt von Koma und Tod in etwa 2 Stunden. Der gesamte klinische Verlauf dauerte 35 Stunden vom Zeitpunkt der Strahlenexposition bis zum Tod.

Die dramatischsten klinisch-pathologischen Veränderungen wurden in den blutbildenden und urinausscheidenden Systemen beobachtet. Nach der achten Stunde wurden keine Lymphozyten im zirkulierenden Blut gefunden, und trotz Verabreichung großer Flüssigkeitsmengen kam es zu einem praktisch vollständigen Harnstillstand.

Ks Rektaltemperatur schwankte in den ersten 39.4 Stunden zwischen 39.7 und 6 °C und fiel dann steil auf den Normalwert, wo sie für die Dauer seines Lebens blieb. Diese hohe Anfangstemperatur und ihre Aufrechterhaltung für 6 Stunden wurden als im Einklang mit seiner vermuteten massiven Strahlendosis angesehen. Seine Prognose war ernst.

Von all den verschiedenen Bestimmungen, die im Verlauf der Krankheit gemacht wurden, erwiesen sich Veränderungen in der Anzahl weißer Blutkörperchen als einfachster und prognostisch bester Indikator für eine schwere Bestrahlung. Das faktische Verschwinden von Lymphozyten aus dem peripheren Kreislauf innerhalb von 6 Stunden nach der Exposition wurde als schwerwiegendes Zeichen angesehen.

Sechzehn verschiedene Therapeutika wurden bei der symptomatischen Behandlung von K über einen Zeitraum von etwa 30 Stunden eingesetzt. Trotz dieser und fortgesetzter Sauerstoffgabe wurden seine Herztöne etwa 32 Stunden nach der Bestrahlung sehr entfernt, langsam und unregelmäßig. Sein Herz wurde dann zunehmend schwächer und blieb 34 Stunden 45 Minuten nach der Bestrahlung plötzlich stehen.

Windscale-Reaktor Nr. 1 Unfall vom 9. bis 12. Oktober 1957

Windscale-Reaktor Nr. 1 war ein luftgekühlter, graphitmoderierter, mit natürlichem Uran befeuerter Plutoniumproduktionsreaktor. Der Kern wurde am 15. Oktober 1957 durch einen Brand teilweise zerstört. Dieser Brand führte zu einer Freisetzung von etwa 0.74 PBq (10⁺¹⁵ Bq) von Jod-131 (¹³¹I) in die Leeumgebung.

Laut einem Unfallinformationsbericht der US Atomic Energy Commission über den Windscale-Vorfall wurde der Unfall durch Beurteilungsfehler des Bedieners in Bezug auf Thermoelementdaten verursacht und durch eine fehlerhafte Handhabung des Reaktors verschlimmert, die einen zu schnellen Anstieg der Graphittemperatur ermöglichte. Dazu trug auch die Tatsache bei, dass die Brennstofftemperatur-Thermoelemente während des normalen Betriebs im heißesten Teil des Reaktors (d. h. dort, wo die höchsten Dosisraten auftraten) und nicht in Teilen des Reaktors angeordnet waren, die während einer anormalen Freisetzung am heißesten waren. Ein zweiter Ausrüstungsmangel war der Reaktorleistungsmesser, der für den normalen Betrieb kalibriert war und während des Glühens niedrig abgelesen wurde. Als Folge des zweiten Aufheizzyklus stieg die Graphittemperatur am 9. Oktober besonders im unteren vorderen Teil des Reaktors an, wo aufgrund des früheren schnellen Temperaturanstiegs einige Verkleidungen versagt hatten. Obwohl es am 9. Oktober zu einer Reihe kleiner Jodfreisetzungen kam, wurden die Freisetzungen erst am 10. Oktober erkannt, als der Schornsteinaktivitätsmesser einen signifikanten Anstieg anzeigte (der nicht als hochsignifikant angesehen wurde). Schließlich zeigten am Nachmittag des 10. Oktober andere Überwachungen (Standort Calder) die Freisetzung von Radioaktivität an. Versuche, den Reaktor zu kühlen, indem Luft durch ihn gepresst wurde, schlugen nicht nur fehl, sondern erhöhten sogar das Ausmaß der freigesetzten Radioaktivität.

Die geschätzten Freisetzungen aus dem Windscale-Unfall betrugen 0.74 PBq ¹³¹I, 0.22 PBq Cäsium-137 (¹³⁷Cs), 3.0 TBq (10¹²Bq) von Strontium-89 (⁸⁹Sr) und 0.33 TBq Strontium-90
(⁹⁰Sr). Die höchste Offsite-Gamma-Energiedosisleistung betrug etwa 35 μGy/h aufgrund von luftgetragener Aktivität. Die Messwerte der Luftaktivität um die Windscale- und Calder-Anlagen lagen oft beim 5- bis 10-fachen der maximal zulässigen Werte, mit gelegentlichen Spitzenwerten des 150-fachen der zulässigen Werte. Ein Milchverbot erstreckte sich über einen Umkreis von ca. 420 km.

Während der Arbeiten, um den Reaktor unter Kontrolle zu bringen, erhielten 14 Arbeiter eine Äquivalentdosis von mehr als 30 mSv pro Kalenderquartal, wobei die maximale Äquivalentdosis bei 46 mSv pro Kalenderquartal lag.

Lessons learned

Es wurden viele Lehren in Bezug auf die Konstruktion und den Betrieb von Natururanreaktoren gezogen. Die Unzulänglichkeiten in Bezug auf die Reaktorinstrumentierung und die Ausbildung des Reaktorbedieners bringen auch analoge Punkte zum Unfall auf Three Mile Island (siehe unten).

Es gab keine Richtlinien für die kurzzeitige zulässige Exposition gegenüber Radiojod in Lebensmitteln. Der British Medical Research Council führte umgehend eine gründliche Untersuchung und Analyse durch. Es wurde viel Einfallsreichtum verwendet, um umgehend die maximal zulässigen Konzentrationen für abzuleiten ¹³¹Ich im Essen. Die Studium Notfall-Referenzwerte die aus diesem Unfall resultierten, dient als Grundlage für heute weltweit verwendete Notfallplanungsleitfäden (Bryant 1969).

Es wurde eine nützliche Korrelation zur Vorhersage einer signifikanten Radiojodkontamination in Milch abgeleitet. Es wurde festgestellt, dass Gammastrahlungspegel auf Weiden, die 0.3 μGy/h überstiegen, Milch lieferten, die 3.7 MBq/m überstieg³.

Die absorbierte Dosis durch Inhalation oder externe Exposition gegenüber Radiojoden ist im Vergleich zu der durch das Trinken von Milch oder den Verzehr von Milchprodukten vernachlässigbar. Im Notfall ist die schnelle Gammaspektroskopie langsameren Laborverfahren vorzuziehen.

Fünfzehn Zwei-Personen-Teams führten Strahlungsuntersuchungen durch und nahmen Proben. Zwanzig Personen wurden für die Probenkoordinierung und Datenberichterstattung eingesetzt. Etwa 150 Radiochemiker waren an der Stichprobenanalyse beteiligt.

Stapelfilter aus Glaswolle sind unter Unfallbedingungen nicht zufriedenstellend.

Gulf Oil Accelerator Unfall vom 4. Oktober 1967

Techniker der Gulf Oil Company verwendeten am 3. Oktober 4 einen 1967-MeV-Van-de-Graaff-Beschleuniger für die Aktivierung von Bodenproben. Die Kombination aus einem Verriegelungsfehler am Einschaltknopf der Beschleunigerkonsole und dem Abkleben mehrerer der Verriegelungen am Sicherheitstunnel Tür und der Zielraum hinter der Tür führten zu schweren versehentlichen Expositionen bei drei Personen. Eine Person erhielt ungefähr 1 Gy Ganzkörper-Äquivalentdosis, die zweite ungefähr 3 Gy Ganzkörper-Äquivalentdosis und die dritte ungefähr 6 Gy Ganzkörper-Äquivalentdosis, zusätzlich zu ungefähr 60 Gy an den Händen und 30 Gy an die Füße.

Einer der Unfallopfer meldete sich bei der medizinischen Abteilung und klagte über Übelkeit, Erbrechen und generalisierte Muskelschmerzen. Seine Symptome wurden zunächst als Grippesymptome fehldiagnostiziert. Als der zweite Patient mit ungefähr den gleichen Symptomen eingeliefert wurde, wurde entschieden, dass er möglicherweise einer erheblichen Strahlenbelastung ausgesetzt war. Filmabzeichen bestätigten dies. Dr. Niel Wald, University of Pittsburgh Radiological Health Division, überwachte die Dosimetrietests und fungierte auch als koordinierender Arzt bei der Aufarbeitung und Behandlung der Patienten.

Dr. Wald ließ sehr schnell absolute Filtereinheiten in das Krankenhaus im Westen von Pennsylvania in Pittsburgh einfliegen, wo die drei Patienten aufgenommen worden waren. Er richtete diese Absolutfilter/Laminar-Flow-Filter ein, um die Patientenumgebung von allen biologischen Verunreinigungen zu reinigen. Diese „umgekehrten Isolationseinheiten“ wurden bei dem 1-Gy-exponierten Patienten etwa 16 Tage lang und bei den 3- und 6-Gy-exponierten Patienten etwa anderthalb Monate lang verwendet.

Dr. E. Donnal Thomas von der University of Washington traf am achten Tag nach der Exposition ein, um bei dem 6-Gy-Patienten eine Knochenmarktransplantation durchzuführen. Der Zwillingsbruder des Patienten diente als Knochenmarkspender. Obwohl diese heldenhafte medizinische Behandlung dem 6-Gy-Patienten das Leben rettete, konnte nichts getan werden, um seine Arme und Beine zu retten, die jeweils Dutzende von Grau absorbierter Dosis erhielten.

Lessons learned

Wenn die einfache Vorgehensweise, beim Betreten des Belichtungsraums immer ein Vermessungsmessgerät zu verwenden, eingehalten worden wäre, wäre dieser tragische Unfall vermieden worden.

Mindestens zwei Schleusen waren vor diesem Unfall für längere Zeit mit Klebeband verschlossen worden. Das Umgehen von Schutzverriegelungen ist nicht tolerierbar.

An den schlüsselbetätigten Stromverriegelungen für das Gaspedal sollten regelmäßige Wartungskontrollen durchgeführt worden sein.

Rechtzeitige medizinische Hilfe rettete das Leben der Person mit der höchsten Exposition. Das heldenhafte Verfahren einer vollständigen Knochenmarktransplantation zusammen mit der Anwendung von umgekehrter Isolierung und qualitativ hochwertiger medizinischer Versorgung waren alles wichtige Faktoren bei der Rettung des Lebens dieser Person.

Umgekehrte Isolationsfilter sind innerhalb weniger Stunden erhältlich und können in jedem Krankenhaus zur Versorgung hochexponierter Patienten aufgestellt werden.

Rückblickend hätten die mit diesen Patienten befassten medizinischen Autoritäten eine frühere Amputation und eine endgültige Amputation innerhalb von zwei oder drei Monaten nach der Exposition empfohlen. Eine frühere Amputation verringert die Wahrscheinlichkeit einer Infektion, führt zu einer kürzeren Dauer starker Schmerzen, reduziert die für den Patienten erforderliche Schmerzmedikation, verkürzt möglicherweise den Krankenhausaufenthalt des Patienten und trägt möglicherweise zu einer früheren Rehabilitation bei. Eine frühere Amputation sollte selbstverständlich erfolgen, während die dosimetrischen Informationen mit klinischen Beobachtungen korreliert werden.

Der Reaktorunfall des SL-1-Prototyps (Idaho, USA, 3. Januar 1961)

Dies ist der erste (und bisher einzige) tödliche Unfall in der Geschichte des US-Reaktorbetriebs. Der SL-1 ist ein Prototyp eines kleinen Army Package Power Reactor (APPR), der für den Lufttransport in abgelegene Gebiete zur Erzeugung von elektrischem Strom ausgelegt ist. Dieser Reaktor wurde für Brennstofftests und für die Ausbildung der Reaktorbesatzung verwendet. Es wurde in der abgelegenen Wüstenregion der National Reactor Testing Station in Idaho Falls, Idaho, von Combustion Engineering für die US-Armee betrieben. Der SL-1 war nicht ein kommerzieller Leistungsreaktor (AEC 1961; American Nuclear Society 1961).

Die SL-1 war zum Unfallzeitpunkt mit 40 Brennelementen und 5 Steuerstabblättern beladen. Er konnte eine Leistung von 3 MW (thermisch) erzeugen und war ein siedendwassergekühlter und –moderierter Reaktor.

Der Unfall führte zum Tod von drei Militärangehörigen. Der Unfall wurde durch das Herausziehen eines einzelnen Steuerstabes über eine Distanz von mehr als 1 m verursacht. Dies führte dazu, dass der Reaktor sofort kritisch wurde. Der Grund, warum ein erfahrener, lizenzierter Reaktorbediener mit viel Erfahrung im Betankungsbetrieb den Steuerstab über seinen normalen Haltepunkt hinaus zurückgezogen hat, ist unbekannt.

Eines der drei Unfallopfer war noch am Leben, als Ersthelfer erstmals den Unfallort erreichten. Hochaktive Spaltprodukte bedeckten seinen Körper und waren in seine Haut eingebettet. Teile der Haut des Opfers registrierten mehr als 4.4 Gy/h bei 15 cm Abstand und behinderten die Rettung und medizinische Behandlung.

Lessons learned

Kein Reaktor, der seit dem SL-1-Unfall entwickelt wurde, kann mit einem einzigen Steuerstab in einen „sofort kritischen“ Zustand gebracht werden.

Alle Reaktoren müssen vor Ort über tragbare Vermessungsmessgeräte mit Messbereichen von mehr als 20 mGy/h verfügen. Vermessungsmessgeräte mit einer maximalen Reichweite von 10 Gy/h werden empfohlen.

Hinweis: Der Unfall auf Three Mile Island hat gezeigt, dass 100 Gy/h der erforderliche Bereich sowohl für Gamma- als auch für Betamessungen ist.

Behandlungseinrichtungen sind dort erforderlich, wo ein stark kontaminierter Patient eine endgültige medizinische Behandlung mit angemessenen Sicherheitsvorkehrungen für das Pflegepersonal erhalten kann. Da sich die meisten dieser Einrichtungen in Kliniken mit anderen laufenden Missionen befinden werden, kann die Kontrolle von radioaktiven Schadstoffen in der Luft und im Wasser besondere Vorkehrungen erfordern.

Röntgengeräte, industriell und analytisch

Zufällige Expositionen durch Röntgensysteme sind zahlreich und beinhalten oft extrem hohe Expositionen kleiner Teile des Körpers. Es ist nicht ungewöhnlich, dass Röntgenbeugungssysteme absorbierte Dosisraten von 5 Gy/s bei 10 cm vom Röhrenfokus erzeugen. Bei kürzeren Distanzen wurden oft 100 Gy/s gemessen. Der Strahl ist normalerweise schmal, aber selbst eine Exposition von wenigen Sekunden kann zu schweren lokalen Verletzungen führen (Lubenau et al. 1967; Lindell 1968; Haynie und Olsher 1981; ANSI 1977).

Da diese Systeme häufig unter „nicht routinemäßigen“ Umständen verwendet werden, eignen sie sich für die Produktion zufälliger Expositionen. Im Normalbetrieb übliche Röntgensysteme scheinen einigermaßen sicher zu sein. Ein Geräteausfall hat keine schweren Expositionen verursacht.

Lehren aus versehentlichen Röntgenaufnahmen

Die meisten unbeabsichtigten Expositionen ereigneten sich während nicht routinemäßiger Verwendungen, wenn die Ausrüstung teilweise zerlegt oder die Schutzabdeckungen entfernt wurden.

Bei den schwerwiegendsten Expositionen fehlte eine angemessene Unterweisung des Personals und des Wartungspersonals.

Wenn einfache und ausfallsichere Methoden verwendet worden wären, um sicherzustellen, dass Röntgenröhren während Reparaturen und Wartungsarbeiten ausgeschaltet waren, wären viele versehentliche Aufnahmen vermieden worden.

Finger- oder Handgelenk-Personaldosimeter sollten für Bediener und Wartungspersonal verwendet werden, das mit diesen Maschinen arbeitet.

Wären Verriegelungen erforderlich gewesen, wären viele unbeabsichtigte Expositionen vermieden worden.

Bedienerfehler waren bei den meisten Unfällen eine Mitursache. Das Fehlen geeigneter Gehäuse oder ein schlechtes Abschirmungsdesign verschlimmerten die Situation oft.

IUnfälle in der industriellen Radiographie

Von den 1950er bis in die 1970er Jahre war die höchste Strahlenunfallrate für eine einzelne Tätigkeit durchgängig bei industriellen Röntgenoperationen zu verzeichnen (IAEA 1969, 1977). Die nationalen Aufsichtsbehörden kämpfen weiterhin darum, die Rate durch eine Kombination aus verbesserten Vorschriften, strengen Schulungsanforderungen und immer strengeren Inspektions- und Durchsetzungsrichtlinien zu senken (USCFR 1990). Diese Regulierungsbemühungen waren im Allgemeinen erfolgreich, aber viele Unfälle im Zusammenhang mit industrieller Radiographie ereignen sich immer noch. Gesetze, die hohe Geldbußen zulassen, können das wirksamste Instrument sein, um die Strahlensicherheit in den Köpfen des industriellen Radiographie-Managements (und damit auch in den Köpfen der Arbeitnehmer) im Fokus zu halten.

Ursachen von Unfällen in der industriellen Radiographie

Arbeiterschulung. Industrielle Radiographie hat wahrscheinlich geringere Bildungs- und Schulungsanforderungen als jede andere Art von Strahlenbeschäftigung. Daher müssen bestehende Schulungsanforderungen strikt durchgesetzt werden.

Produktionsanreiz der Arbeiter. Jahrelang wurde für industrielle Röntgenassistenten der Hauptaugenmerk auf die Anzahl erfolgreicher Röntgenaufnahmen pro Tag gelegt. Diese Praxis kann zu unsicheren Handlungen sowie zu gelegentlichem Nichtgebrauch der Personendosimetrie führen, so dass eine Überschreitung der Äquivalentdosisgrenzen nicht erkannt wird.

Mangel an geeigneten Umfragen. Am wichtigsten ist eine gründliche Untersuchung der Quellschweine (Lagerbehälter) (Abbildung 1) nach jeder Exposition. Die Nichtdurchführung dieser Erhebungen ist die wahrscheinlichste Einzelursache für unnötige Expositionen, von denen viele nicht aufgezeichnet werden, da industrielle Radiologen selten Hand- oder Fingerdosimeter verwenden (Abbildung 1).

Abbildung 1. Industrielle Radiographiekamera

Geräteprobleme. Aufgrund der starken Beanspruchung industrieller Röntgenkameras können sich Quellenaufwickelmechanismen lockern und dazu führen, dass die Quelle nicht vollständig in ihre sichere Aufbewahrungsposition zurückgezogen wird (Punkt A in Abbildung 1). Es gibt auch viele Fälle von Verriegelungsfehlern durch Schrankquellen, die zu einer versehentlichen Exposition von Personal führen.

Entwurf von Notfallplänen

Es gibt viele ausgezeichnete allgemeine und spezifische Richtlinien für die Gestaltung von Notfallplänen. Einige Referenzen sind besonders hilfreich. Diese finden Sie in den Leseempfehlungen am Ende dieses Kapitels.

Erster Entwurf von Notfallplänen und -verfahren

Zunächst muss der gesamte Bestand an radioaktivem Material für die betroffene Anlage bewertet werden. Dann müssen glaubwürdige Unfälle analysiert werden, damit man die wahrscheinlichen maximalen Quellenfreisetzungsbedingungen bestimmen kann. Als nächstes müssen der Plan und seine Verfahren es den Anlagenbetreibern ermöglichen:

1. eine Unfallsituation erkennen
2. klassifizieren Sie den Unfall nach der Schwere
3. Maßnahmen ergreifen, um den Unfall zu mindern
4. rechtzeitig benachrichtigen
5. schnell und effizient Hilfe rufen
6. Freisetzungen quantifizieren
7. Verfolgen Sie Expositionen sowohl vor Ort als auch außerhalb, sowie Notfall-Expositionen ALARA
8. Wiederherstellung der Einrichtung so schnell wie möglich
9. genaue und detaillierte Aufzeichnungen führen.

Arten von Unfällen im Zusammenhang mit Kernreaktoren

Es folgt eine Liste von Arten von Unfällen im Zusammenhang mit Kernreaktoren, von der wahrscheinlichsten bis zur unwahrscheinlichsten. (Der allgemein-industrielle Unfall eines nichtnuklearen Reaktors ist bei weitem am wahrscheinlichsten.)

1. Unerwartete Freisetzung von radioaktivem Material auf niedrigem Niveau mit geringer oder keiner externen Strahlenbelastung des Personals. Tritt normalerweise während größerer Überholungen oder beim Transport von abgebranntem Harz oder abgebranntem Brennstoff auf. Lecks im Kühlmittelsystem und Verschütten von Kühlmittelproben sind häufig Ursachen für die Ausbreitung radioaktiver Kontamination.
2. Unerwartete externe Exposition des Personals. Dies tritt normalerweise während größerer Überholungen oder routinemäßiger Wartungsarbeiten auf.
3. Eine Kombination aus Kontaminationsausbreitung, Kontamination des Personals und geringer externer Strahlenexposition des Personals ist der nächstwahrscheinlichste Unfall. Diese Unfälle ereignen sich unter den gleichen Bedingungen wie 1 und 2 oben.
4. Grobe Oberflächenkontamination aufgrund eines großen Lecks im Reaktorkühlsystem oder eines Lecks von verbrauchtem Brennstoffkühlmittel.
5. Splitter oder große Partikel von aktiviertem CRUD (siehe Definition unten) in oder auf Haut, Ohren oder Augen.
6. Hochgradige Strahlenbelastung des Anlagenpersonals. Dies wird normalerweise durch Unachtsamkeit verursacht.
7. Freisetzung kleiner, aber größerer als zulässiger Mengen radioaktiver Abfälle außerhalb der Werksgrenzen. Dies ist in der Regel mit menschlichem Versagen verbunden.
8. Kernschmelze des Reaktors. Es würde wahrscheinlich eine grobe Kontamination außerhalb des Standorts plus eine hohe Exposition des Personals auftreten.
9. Reaktorausschlag (Störfalltyp SL–1).

Erwartete Radionuklide aus wassergekühlten Reaktorunfällen:

• aktivierte Korrosions- und Erosionsprodukte (allgemein bekannt als GRAUSAM) im Kühlmittel; zum Beispiel Kobalt-60 oder -58 (⁶⁰Co, ⁵⁸Co), Eisen-59 (⁵⁹Fe), Mangan-58 (⁵⁸Mn) und Tantal-183 (¹⁸³Ta)
• Spaltprodukte in geringer Konzentration, die normalerweise im Kühlmittel vorhanden sind; zum Beispiel Jod-131 (¹³¹I) und Cäsium-137 (¹³⁷cs)
• in Siedewasserreaktoren, 1 und 2 oben plus kontinuierliches Ausgasen geringer Tritiumkonzentrationen 
• (³H) und radioaktive Edelgase wie Xenon-133 und -135 (¹³³Xe, ¹³⁵Xe), Argon-41 (⁴¹Ar) und Krypton-85 (⁸⁵Kr)
• Tritium (³H) im Inneren des Kerns mit einer Rate von 1.3 × 10 hergestellt^-4 Atome von ³H pro Spaltung (nur ein Bruchteil davon verlässt den Brennstoff).

Abbildung 2. Beispiel eines Kernkraftwerk-Notfallplans, Inhaltsverzeichnis

Typischer Notfallplan für Kernkraftwerke, Inhaltsverzeichnis

Abbildung 2 ist ein Beispiel für ein Inhaltsverzeichnis eines Kernkraftwerk-Notfallplans. Ein solcher Plan sollte jedes gezeigte Kapitel enthalten und auf die örtlichen Anforderungen zugeschnitten sein. Abbildung 3 zeigt eine Liste typischer Implementierungsverfahren für Leistungsdrosseln.

Abbildung 3. Typische Implementierungsverfahren für Leistungsdrosseln

Radiologische Umgebungsüberwachung bei Unfällen

Diese Aufgabe wird in großen Einrichtungen oft als EREMP (Emergency Radiological Environmental Monitoring Programme) bezeichnet.

Eine der wichtigsten Lektionen, die die US Nuclear Regulatory Commission und andere Regierungsbehörden aus dem Unfall auf Three Mile Island gelernt haben, war, dass man EREMP ohne umfassende vorherige Planung nicht in ein oder zwei Tagen erfolgreich implementieren kann. Obwohl die US-Regierung während des Unfalls viele Millionen Dollar für die Überwachung der Umwelt rund um das Kernkraftwerk Three Mile Island ausgab, waren es weniger als 5^% der Gesamtfreisetzungen wurden gemessen. Dies war auf eine schlechte und unzureichende vorherige Planung zurückzuführen.

Entwerfen von radiologischen Umweltüberwachungsprogrammen für den Notfall

Die Erfahrung hat gezeigt, dass das einzige erfolgreiche EREMP eines ist, das in das routinemäßige radiologische Umweltüberwachungsprogramm integriert ist. In den frühen Tagen des Unfalls auf Three Mile Island wurde festgestellt, dass ein effektiver EREMP nicht in ein oder zwei Tagen erfolgreich eingerichtet werden kann, egal wie viel Personal und Geld für das Programm aufgewendet werden.

Probenahmeorte

Alle Standorte des routinemäßigen radiologischen Umweltüberwachungsprogramms werden während der Langzeitüberwachung von Unfällen verwendet. Außerdem muss eine Reihe neuer Standorte eingerichtet werden, damit motorisierte Vermessungsteams in jedem Abschnitt jedes 22½°-Sektors vorher festgelegte Standorte haben (siehe Abbildung 3). Im Allgemeinen befinden sich die Probenahmestellen in Gebieten mit Straßen. Ausnahmen müssen jedoch für normalerweise unzugängliche, aber möglicherweise besetzte Orte wie Campingplätze und Wanderwege innerhalb von etwa 16 km in Windrichtung des Unfalls gemacht werden.

Abbildung 3. Sektor- und Zonenbezeichnungen für radiologische Probenahme- und Überwachungspunkte innerhalb von Notfallplanungszonen

Abbildung 3 zeigt die Sektor- und Zonenbezeichnung für Strahlungs- und Umweltüberwachungspunkte. Man kann 22½°-Sektoren durch Himmelsrichtungen bezeichnen (z. B. N, NNE und NE) oder durch einfache Buchstaben (z. B. A bis R). Die Verwendung von Buchstaben wird jedoch nicht empfohlen, da sie leicht mit der Richtungsnotation verwechselt werden. Beispielsweise ist es weniger verwirrend, die Richtung zu verwenden W für Westen eher als der Brief N.

Jeder ausgewiesene Probenahmeort sollte während einer Übungsübung besucht werden, damit die für die Überwachung und Probenahme verantwortlichen Personen mit dem Ort jedes Punktes vertraut sind und auf Funklöcher, schlechte Straßen und Probleme beim Auffinden der Orte im Dunkeln achten usw. Da kein Bohrgerät alle vorab festgelegten Stellen innerhalb der 16 km langen Notfallschutzzone abdecken wird, müssen die Bohrgeräte so konzipiert werden, dass schließlich alle Probenahmestellen besucht werden. Es lohnt sich oft, die Fähigkeit der Fahrzeuge des Vermessungsteams vorab festzulegen, mit jedem vorher festgelegten Punkt zu kommunizieren. Die tatsächlichen Standorte der Probenahmestellen werden nach den gleichen Kriterien wie im REMP (NRC 1980) ausgewählt; B. Grundstücksgrenze, Mindestausschlussbereich, nächste Person, nächste Gemeinde, nächste Schule, Krankenhaus, Pflegeheim, Milchviehherde, Garten, Bauernhof und so weiter.

Untersuchungsteam für die radiologische Überwachung

Während eines Unfalls mit erheblichen Freisetzungen radioaktiver Materialien sollten radiologische Überwachungsteams das Feld kontinuierlich überwachen. Sie sollten auch vor Ort kontinuierlich überwachen, wenn die Bedingungen dies zulassen. Normalerweise überwachen diese Teams die umgebende Gamma- und Betastrahlung und nehmen Luftproben auf das Vorhandensein radioaktiver Partikel und Halogene vor.

Diese Teams müssen in allen Überwachungsverfahren, einschließlich der Überwachung ihrer eigenen Expositionen, gut geschult sein und in der Lage sein, diese Daten genau an die Basisstation weiterzuleiten. Einzelheiten wie der Typ des Vermessungsmessgeräts, die Seriennummer und der Status „offenes oder geschlossenes Fenster“ müssen sorgfältig auf gut gestalteten Protokollblättern angegeben werden.

Zu Beginn eines Notfalls muss ein Notfallüberwachungsteam möglicherweise 12 Stunden ohne Unterbrechung überwachen. Nach der Anfangsphase sollte die Feldzeit für das Vermessungsteam jedoch auf acht Stunden mit mindestens einer 30-minütigen Pause reduziert werden.

Da eine kontinuierliche Überwachung erforderlich sein kann, müssen Verfahren vorhanden sein, um die Vermessungsteams mit Essen und Getränken, Ersatzinstrumenten und Batterien zu versorgen und die Luftfilter hin und her zu transportieren.

Obwohl die Vermessungsteams wahrscheinlich 12 Stunden pro Schicht arbeiten werden, sind drei Schichten pro Tag erforderlich, um eine kontinuierliche Überwachung zu gewährleisten. Während des Unfalls auf Three Mile Island wurden in den ersten zwei Wochen immer mindestens fünf Überwachungsteams eingesetzt. Die Logistik zur Unterstützung einer solchen Anstrengung muss im Voraus sorgfältig geplant werden.

Team für radiologische Umweltprobenahmen

Die Arten von Umweltproben, die während eines Unfalls entnommen werden, hängen von der Art der Freisetzungen (Luft oder Wasser), der Windrichtung und der Jahreszeit ab. Boden- und Trinkwasserproben müssen auch im Winter entnommen werden. Obwohl Freisetzungen von Radiohalogen möglicherweise nicht nachgewiesen werden können, sollten wegen des großen Bioakkumulationsfaktors Milchproben entnommen werden.

Viele Lebensmittel- und Umweltproben müssen genommen werden, um die Öffentlichkeit zu beruhigen, auch wenn technische Gründe den Aufwand nicht rechtfertigen. Darüber hinaus können diese Daten während eines späteren Gerichtsverfahrens von unschätzbarem Wert sein.

Vorgeplante Protokollblätter mit sorgfältig durchdachten Offsite-Datenverfahren sind für Umweltproben unerlässlich. Alle Personen, die Umweltproben entnehmen, sollten ein klares Verständnis der Verfahren und eine dokumentierte Feldschulung nachgewiesen haben.

Wenn möglich, sollte die Sammlung von Umweltprobendaten außerhalb des Standorts von einer unabhängigen Gruppe außerhalb des Standorts durchgeführt werden. Es ist auch vorzuziehen, dass routinemäßige Umweltproben von derselben externen Gruppe genommen werden, so dass die wertvolle interne Gruppe während eines Unfalls für andere Datensammlungen verwendet werden kann.

Es ist bemerkenswert, dass während des Unfalls auf Three Mile Island jede einzelne Umweltprobe, die hätte genommen werden sollen, gesammelt wurde und keine einzige Umweltprobe verloren ging. Dies geschah, obwohl die Stichprobenrate gegenüber der Stichprobenrate vor dem Unfall um mehr als das Zehnfache anstieg.

Notfallüberwachungsausrüstung

Der Bestand an Notfallüberwachungsgeräten sollte mindestens doppelt so hoch sein wie zu einem bestimmten Zeitpunkt benötigt wird. Schließfächer sollten an verschiedenen Stellen um Nuklearkomplexe herum aufgestellt werden, damit kein Unfall den Zugang zu all diesen Schließfächern verweigert. Um die Bereitschaft sicherzustellen, sollte die Ausrüstung inventarisiert und ihre Kalibrierung mindestens zweimal jährlich und nach jeder Übung überprüft werden. Transporter und Lastwagen in großen kerntechnischen Anlagen sollten sowohl für die Notfallüberwachung vor Ort als auch außerhalb vollständig ausgestattet sein.

Zähllabore vor Ort können während eines Notfalls unbrauchbar sein. Daher müssen im Vorfeld Vorkehrungen für ein alternatives oder mobiles Zähllabor getroffen werden. Dies ist jetzt eine Anforderung für US-Kernkraftwerke (USNRC 1983).

Die Art und Ausgereiftheit der Umgebungsüberwachungsausrüstung sollte den Anforderungen für die Teilnahme am schlimmsten glaubwürdigen Unfall der Kernanlage entsprechen. Im Folgenden finden Sie eine Liste typischer Umgebungsüberwachungsgeräte, die für Kernkraftwerke erforderlich sind:

1. Die Luftprobenahmeausrüstung sollte batteriebetriebene Einheiten für kurzfristige Probenahmen und wechselstrombetriebene Einheiten mit Streifenschreibern und Alarmfunktionen für die längerfristige Überwachung umfassen.
2. Geräte zur Probenahme von Flüssigkeiten sollten kontinuierliche Probenehmer enthalten. Die Probenehmer müssen in der lokalen Umgebung einsatzfähig sein, egal wie rau sie ist.
3. Tragbare Gamma-Vermessungsmessgeräte für Implantationsarbeiten sollten eine maximale Reichweite von 100 Gy/h haben, und separate Vermessungsgeräte sollten in der Lage sein, Betastrahlung bis zu 100 Gy/h zu messen.
4. Die Personaldosimetrie vor Ort muss eine Beta-Messfunktion sowie Finger-Thermolumineszenz-Dosimeter (TLDs) umfassen (Abbildung 4). Andere Extremitätendosimetrie kann ebenfalls erforderlich sein. In Notfällen werden immer zusätzliche Kontrolldosimeter benötigt. Ein tragbares TLD-Lesegerät kann erforderlich sein, um an Notfallorten eine Verbindung mit dem Stationscomputer über ein Telefonmodem herzustellen. Interne Vermessungsteams, wie Rettungs- und Reparaturteams, sollten Taschendosimeter mit niedriger und hoher Reichweite sowie voreingestellte Alarmdosimeter haben. Vorab festgelegte Dosiswerte für Teams, die sich möglicherweise in Bereichen mit hoher Strahlung befinden, müssen sorgfältig durchdacht werden.
5. Vorräte an Schutzkleidung sollten an Notfallorten und in Einsatzfahrzeugen bereitgestellt werden. Bei Unfällen, die über einen längeren Zeitraum andauern, sollte zusätzliche Ersatzschutzkleidung zur Verfügung stehen.
6. Atemschutzgeräte sollten sich in allen Notschließfächern und Fahrzeugen befinden. In jedem der größeren Lagerbereiche für Notfallausrüstung sollten aktuelle Listen mit geschultem Atemschutzpersonal aufbewahrt werden.
7. Mobile Fahrzeuge, die mit Funkgeräten ausgestattet sind, sind für Notfalluntersuchungsteams zur Strahlungsüberwachung unerlässlich. Standort und Verfügbarkeit von Ersatzfahrzeugen müssen bekannt sein.
8. Die Ausrüstung des Umwelterhebungsteams sollte an einem geeigneten Ort aufbewahrt werden, vorzugsweise außerhalb des Standorts, damit sie immer verfügbar ist.
9. Notfall-Kits sollten im Technischen Support-Zentrum und in der Notfall-Offsite-Einrichtung platziert werden, damit Ersatz-Vermessungsteams nicht vor Ort gehen müssen, um Ausrüstung zu erhalten und eingesetzt zu werden.
10. Bei einem schweren Unfall mit Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Luft müssen Vorbereitungen für den Einsatz von Hubschraubern und einmotorigen Flugzeugen zur Überwachung aus der Luft getroffen werden.

Abbildung 4. Ein Industrieradiologe mit einem TLD-Abzeichen und einem Ring-Thermolumineszenz-Dosimeter (optional in den USA)

Datenanalyse

Die Analyse von Umweltdaten während eines schweren Unfalls sollte so schnell wie möglich an einen externen Ort wie die Emergency Offsite Facility verlagert werden.

Voreingestellte Richtlinien darüber, wann Umweltprobendaten an das Management zu melden sind, müssen festgelegt werden. Methode und Häufigkeit der Übermittlung von Umweltprobendaten an Regierungsbehörden sollten frühzeitig im Unfall vereinbart werden.

Gesundheitsphysik und Radiochemie: Lehren aus dem Unfall auf Three Mile Island

Externe Berater wurden benötigt, um die folgenden Aktivitäten durchzuführen, da die Pflanzengesundheitsphysiker in den frühen Morgenstunden des Unfalls auf Three Mile Island vom 28. März 1979 vollständig mit anderen Aufgaben beschäftigt waren:

• Beurteilung der Freisetzung radioaktiver Abwässer (gasförmig und flüssig), einschließlich Probennahme, Koordination von Laboratorien zur Probenzählung, Qualitätskontrolle von Laboratorien, Datensammlung, Datenanalyse, Berichterstellung, Weitergabe von Daten an Regierungsbehörden und Kraftwerksbesitzer
• Dosisabschätzung, einschließlich Untersuchungen zu vermuteter und tatsächlicher Überexposition, Untersuchungen zu Hautkontamination und internen Ablagerungen, signifikante Expositionsmodelle und Dosisberechnungen
• radiologisches Umweltüberwachungsprogramm, einschließlich vollständiger Koordination der Probenentnahme, Datenanalyse, Berichtserstellung und -verteilung, Aktionspunktbenachrichtigungen, Erweiterung des Programms für die Unfallsituation und anschließende Verkürzung des Programms bis zu einem Jahr nach dem Unfall
• spezielle Beta-Dosimetrie-Studien, einschließlich Studien zum Stand der Technik in der Beta-Personalüberwachung, Modellierung der Beta-Hautdosis durch radioaktive Kontaminanten, Vergleiche aller im Handel erhältlichen Beta-Gamma-TLD-Personaldosimetriesysteme.

Die obige Liste enthält Beispiele für Aktivitäten, die das typische Gesundheitsphysik-Personal während eines schweren Unfalls nicht angemessen ausführen kann. Das Gesundheitsphysikpersonal von Three Mile Island war sehr erfahren, sachkundig und kompetent. Sie arbeiteten in den ersten beiden Unfallwochen ohne Unterbrechung 15 bis 20 Stunden pro Tag. Die unfallbedingten Zusatzanforderungen waren jedoch so zahlreich, dass sie viele wichtige Routineaufgaben, die normalerweise ohne weiteres erledigt werden könnten, nicht mehr bewältigen konnten.

Zu den Lehren aus dem Unfall auf Three Mile Island gehören:

Betreten eines Nebengebäudes während eines Unfalls

1. Alle Einträge müssen auf einer neuen Strahlenarbeitserlaubnis erfolgen, die vom leitenden Gesundheitsphysiker vor Ort überprüft und vom Abteilungsleiter oder einem designierten Stellvertreter unterzeichnet wurde.
2. Der zuständige Kontrollraum sollte die absolute Kontrolle über alle Zugänge zu Hilfs- und Brennstoffhandhabungsgebäuden haben. Es darf keine Einreise gestattet werden, es sei denn, während der Einreise befindet sich ein Gesundheitsphysiker am Kontrollpunkt.
3. Ohne ein ordnungsgemäß funktionierendes Vermessungsmessgerät mit angemessener Reichweite sollten keine Einfahrten gestattet werden. Unmittelbar vor dem Eintritt sollte eine stichprobenartige Überprüfung der Reaktion des Zählers durchgeführt werden.
4. Die Expositionshistorie aller Personen vor dem Betreten eines Bereichs mit hoher Strahlung muss erfasst werden.
5. Zulässige Expositionen während der Eingabe, egal wie wichtig die Aufgabe bezeichnet werden sollte.

Probenahme des primären Kühlmittels während eines Unfalls

1. Alle Proben, die bei einer neuen Bestrahlungs-Arbeitserlaubnis entnommen werden sollen, sollten vom leitenden Gesundheitsphysiker vor Ort überprüft und vom Abteilungsleiter oder Stellvertreter unterzeichnet werden.
2. Es dürfen keine Kühlmittelproben entnommen werden, es sei denn, es wird ein Extremitätendosimeter getragen.
3. Ohne abgeschirmte Handschuhe und mindestens 60 cm lange Zangen sollten keine Kühlmittelproben entnommen werden, falls eine Probe radioaktiver als erwartet ist.
4. Ohne eine Personenabschirmung aus Bleiglas sollten keine Kühlmittelproben entnommen werden, falls eine Probe radioaktiver als erwartet ist.
5. Die Entnahme von Proben sollte eingestellt werden, wenn die Exposition einer Extremität oder des ganzen Körpers voraussichtlich die auf der Arbeitserlaubnis für Strahlung angegebenen voreingestellten Werte überschreitet.
6. Signifikante Expositionen sollten nach Möglichkeit auf mehrere Arbeitnehmer verteilt werden.
7. Alle Fälle von Hautkontaminationen, die innerhalb von 24 Stunden die Auslösewerte überschreiten, sollten überprüft werden.

Eingang zum Make-up-Ventilraum

1. Beta- und Gammabereichsuntersuchungen mit entfernten Detektoren mit angemessener maximaler Reichweite müssen durchgeführt werden.
2. Das erstmalige Betreten eines Bereichs mit einer Energiedosisleistung von mehr als 20 mGy/h muss vorab überprüft werden, um sicherzustellen, dass die Strahlenexposition so gering wie vernünftigerweise erreichbar gehalten wird.
3. Wenn Wasserlecks vermutet werden, sollte eine mögliche Bodenkontamination erkannt werden.
4. Ein einheitliches Programm für Art und Ort der Personendosimetrie muss in Betrieb genommen werden.
5. Bei Personen, die einen Bereich mit einer Energiedosisleistung von mehr als 20 mGy/h betreten, müssen TLDs unmittelbar nach dem Verlassen bewertet werden.
6. Vor dem Betreten eines Bereichs mit einer Energiedosisleistung von mehr als 20 mGy/h sollte überprüft werden, ob alle Erfordernisse der Strahlenarbeitserlaubnis erfüllt sind.
7. Zeitgesteuerte Einfahrten in Gefahrenbereiche müssen von einem Gesundheitsphysiker zeitlich festgelegt werden.

Schutzmaßnahmen und Offsite-Umweltüberwachung aus Sicht der Kommunalverwaltung

1. Vor dem Beginn eines Probenahmeprotokolls sollten Kriterien für dessen Beendigung festgelegt werden.
2. Eingriffe von außen sollten nicht zugelassen werden.
3. Mehrere vertrauliche Telefonleitungen sollten vorhanden sein. Die Nummern sollten nach jeder Krise geändert werden.
4. Die Fähigkeiten von Luftmesssystemen sind besser als die meisten Leute denken.
5. Ein Tonbandgerät sollte in der Hand sein und die Daten regelmäßig aufgezeichnet werden.
6. Während der akuten Episode sollte auf das Lesen von Zeitungen, Fernsehen und Radiohören verzichtet werden, da diese Aktivitäten die bestehenden Spannungen nur verstärken.
7. Essenslieferung und andere Annehmlichkeiten wie Schlafgelegenheiten sollten eingeplant werden, da es für eine Weile unmöglich sein kann, nach Hause zu gehen.
8. Alternative Analysefunktionen sollten eingeplant werden. Selbst ein kleiner Unfall kann die Hintergrundstrahlung im Labor erheblich verändern.
9. Es sollte beachtet werden, dass mehr Energie darauf verwendet wird, unsolide Entscheidungen abzuwehren, als sich mit echten Problemen zu befassen.
10. Es versteht sich, dass Notfälle nicht von entfernten Standorten aus verwaltet werden können.
11. Es sollte beachtet werden, dass Empfehlungen für Schutzmaßnahmen nicht zur Abstimmung im Ausschuss zugelassen werden.
12. Alle nicht wesentlichen Anrufe sollten gehalten werden, Zeitfresser werden aufgelegt.

Der Strahlenunfall von Goiânia von 1985

Ein 51 TBq ¹³⁷Die Cs-Teletherapieeinheit wurde am oder um den 13. September 1985 aus einer verlassenen Klinik in Goiânia, Brasilien, gestohlen. Zwei Personen, die nach Altmetall suchten, nahmen die Quellenbaugruppe der Teletherapieeinheit mit nach Hause und versuchten, die Teile zu zerlegen. Die absorbierte Dosisleistung der Strahlungsquelle betrug etwa 46 Gy/h bei 1 m Abstand. Sie verstanden die Bedeutung des dreiblättrigen Strahlungssymbols auf der Quellenkapsel nicht.

Die Quellenkapsel ist während der Demontage zerrissen. Hochlösliches Cäsium-137-Chlorid (¹³⁷CsCl)-Pulver wurde in einem Teil dieser Stadt mit 1,000,000 Einwohnern verteilt und verursachte einen der schwersten Unfälle mit versiegelten Quellen in der Geschichte.

Nach der Demontage wurden Reste des Strahleraufbaus an einen Schrotthändler verkauft. Er entdeckte, dass die ¹³⁷CsCl-Pulver leuchtete im Dunkeln blau (vermutlich Cerenkov-Strahlung). Er dachte, dass das Pulver ein Edelstein oder sogar übernatürlich sein könnte. Viele Freunde und Verwandte kamen, um das „wunderbare“ Leuchten zu sehen. Teile der Quelle wurden an eine Reihe von Familien gegeben. Dieser Vorgang dauerte etwa fünf Tage. Zu diesem Zeitpunkt hatten eine Reihe von Menschen aufgrund der Strahlenexposition Symptome des Magen-Darm-Syndroms entwickelt.

Patienten, die mit schweren Magen-Darm-Erkrankungen ins Krankenhaus kamen, wurden fälschlicherweise als allergische Reaktionen auf etwas, das sie gegessen hatten, diagnostiziert. Ein Patient, der durch den Umgang mit der Quelle schwere Hautschäden hatte, wurde verdächtigt, an einer tropischen Hautkrankheit zu leiden, und wurde in das Krankenhaus für Tropenkrankheiten eingeliefert.

Diese tragische Abfolge von Ereignissen dauerte etwa zwei Wochen lang unentdeckt von sachkundigem Personal. Viele Leute rieben die ¹³⁷CsCl-Pulver auf ihre Haut, damit sie blau leuchten konnte. Die Sequenz hätte noch viel länger andauern können, außer dass eine der bestrahlten Personen die Krankheiten schließlich mit der Quellkapsel in Verbindung gebracht hätte. Sie nahm die Überreste der ¹³⁷CsCl-Quelle in einem Bus zum Gesundheitsamt in Goiânia, wo sie es verließ. Ein besuchender Medizinphysiker untersuchte die Quelle am nächsten Tag. Er hat aus eigener Initiative Maßnahmen ergriffen, um zwei Schrottplatzbereiche zu evakuieren und die Behörden zu informieren. Die Schnelligkeit und das Ausmaß der Reaktion der brasilianischen Regierung, nachdem sie von dem Unfall erfahren hatte, waren beeindruckend.

Etwa 249 Menschen wurden kontaminiert. 4 wurden ins Krankenhaus eingeliefert. Vier Menschen starben, darunter ein sechsjähriges Mädchen, das durch die Einnahme von etwa 1 GBq eine innere Dosis von etwa 10 Gy erhielt (XNUMX⁹ Bq) von ¹³⁷Cs.

Reaktion auf den Unfall

Die Ziele der Erstreaktionsphase waren:

• Identifizieren Sie die Hauptkontaminationsstellen
• Wohnungen zu evakuieren, in denen die Radioaktivitätswerte die festgelegten Interventionswerte überschritten haben
• Richten Sie gesundheitsphysikalische Kontrollen in diesen Bereichen ein und verhindern Sie den Zugang, wo dies erforderlich ist
• Identifizierung von Personen, die erheblichen Strahlendosen ausgesetzt oder kontaminiert waren.

Das Ärzteteam zunächst:

• bei seiner Ankunft in Goiânia wurden Anamneseerhebungen durchgeführt und anhand der Symptome des akuten Strahlensyndroms triagiert
• schickte alle akuten Strahlenpatienten in das Goiânia-Krankenhaus (das im Voraus für die Kontaminations- und Expositionskontrolle eingerichtet wurde)
• Am nächsten Tag wurden die sechs kritischsten Patienten per Flugzeug in das Tertiärversorgungszentrum eines Marinekrankenhauses in Rio de Janeiro verlegt (später wurden acht weitere Patienten in dieses Krankenhaus verlegt).
• Vorkehrungen für die zytogenetische Strahlendosimetrie getroffen
• basierend auf der medizinischen Behandlung jedes Patienten auf dessen klinischem Verlauf
• gab dem klinischen Laborpersonal informelle Anweisungen, um ihre Ängste abzubauen (die medizinische Gemeinschaft von Goiânia wollte nicht helfen).

Gesundheitsphysiker:

• unterstützte Ärzte bei Strahlendosimetrie, Bioassay und Hautdekontamination
• koordinierte und interpretierte Analyse von 4,000 Urin- und Kotproben in einem Zeitraum von vier Monaten
• Ganzkörper gezählt 600 Personen
• koordinierte Radiokontaminationsüberwachung von 112,000 Personen (249 waren kontaminiert)
• führte eine Luftaufnahme der gesamten Stadt und der Vororte durch, wobei hastig zusammengebaute NaI-Detektoren verwendet wurden
• führte automatisch montierte NaI-Detektoruntersuchungen auf über 2,000 km Straßen durch
• Auslöseschwellen für die Dekontamination von Personen, Gebäuden, Autos, Böden usw. festlegen
• koordinierte 550 Arbeiter, die bei Dekontaminierungsbemühungen beschäftigt waren
• koordinierter Abriss von sieben Häusern und Dekontaminierung von 85 Häusern
• koordinierter Transport von 275 LKW-Ladungen kontaminierter Abfälle
• koordinierte Dekontaminierung von 50 Fahrzeugen
• koordinierte Verpackung von 3,500 Kubikmeter kontaminierter Abfälle
• verwendete 55 Vermessungsmessgeräte, 23 Kontaminationsmonitore und 450 selbstablesende Dosimeter.

Die Ergebnisse

Patienten mit akutem Strahlensyndrom

Vier Patienten starben an den Folgen von absorbierten Dosen im Bereich von 4 bis 6 Gy. Zwei Patienten wiesen eine schwere Knochenmarkdepression auf, lebten aber trotz absorbierter Dosen von 6.2 und 7.1 Gy (zytogenetische Schätzung). Vier Patienten überlebten mit geschätzten absorbierten Dosen von 2.5 bis 4 Gy.

Strahleninduzierte Hautverletzung

Neunzehn von zwanzig hospitalisierten Patienten hatten strahleninduzierte Hautverletzungen, die mit Schwellungen und Blasenbildung begannen. Diese Läsionen brachen später auf und sonderten Flüssigkeit ab. Zehn der neunzehn Hautverletzungen entwickelten etwa vier bis fünf Wochen nach der Bestrahlung tiefe Läsionen. Diese tiefen Läsionen waren ein Hinweis auf eine signifikante Gamma-Exposition von tieferen Geweben.

Alle Hautläsionen waren mit kontaminiert ¹³⁷Cs, mit Energiedosisleistungen bis zu 15 mGy/h.

Das sechsjährige Mädchen, das 1 TBq davon eingenommen hat ¹³⁷Cs (und der einen Monat später starb) hatte eine allgemeine Hautkontamination von durchschnittlich 3 mGy/h.

Ein Patient benötigte etwa einen Monat nach der Exposition eine Amputation. Die Blutpool-Bildgebung war nützlich, um die Abgrenzung zwischen verletzten und normalen Arteriolen zu bestimmen.

Ergebnis interne Kontamination

Statistische Tests zeigten keine signifikanten Unterschiede zwischen den Körperbelastungen, die durch Ganzkörperzählung bestimmt wurden, im Gegensatz zu denen, die durch Urinausscheidungsdaten bestimmt wurden.

Modelle, die Bioassay-Daten mit Aufnahme und Körperbelastung in Beziehung setzten, wurden validiert. Diese Modelle waren auch für verschiedene Altersgruppen anwendbar.

Preußischblau war nützlich bei der Förderung der Beseitigung von ¹³⁷CsCl aus dem Körper (bei einer Dosierung von mehr als 3 Gy/Tag).

Siebzehn Patienten erhielten Diuretika zur Beseitigung von ¹³⁷CsCl-Körperbelastungen. Diese Diuretika waren beim Entkorporieren unwirksam ¹³⁷Cs und ihre Verwendung wurde gestoppt.

Hautdekontamination

Hautdekontamination mit Seife und Wasser, Essigsäure und Titandioxid (TiO₂) wurde bei allen Patienten durchgeführt. Diese Dekontamination war nur teilweise erfolgreich. Es wurde vermutet, dass das Schwitzen zu einer erneuten Kontamination der Haut führte ¹³⁷Cs Körperbelastung.

Kontaminierte Hautläsionen sind sehr schwer zu dekontaminieren. Das Abschälen von nekrotischer Haut reduzierte das Kontaminationsniveau erheblich.

Follow-up-Studie zur Dosisbewertung der zytogenetischen Analyse

Die Häufigkeit von Aberrationen in Lymphozyten zu verschiedenen Zeitpunkten nach dem Unfall folgte drei Hauptmustern:

In zwei Fällen blieben die Auftretenshäufigkeiten von Aberrationen bis zu einem Monat nach dem Unfall konstant und gingen auf etwa 30 zurück^% der anfänglichen Frequenz drei Monate später.

In zwei Fällen eine allmähliche Abnahme um etwa 20^% alle drei Monate gefunden.

In zwei der Fälle höchster innerer Kontamination kam es zu einer Erhöhung der Häufigkeit des Auftretens von Aberrationen (um etwa 50^% und 100^%) über einen Zeitraum von drei Monaten.

Folgestudien zu ¹³⁷Cs Körperbelastungen

• Tatsächliche Dosis der Patienten, gefolgt von einem Bioassay.
• Es folgten die Auswirkungen der Verwaltung von Preußisch Blau.
• In vivo Messungen für 20 Personen an Blutproben, Wunden und Organen, um nach inhomogener Verteilung zu suchen ¹³⁷Cs und seine Retention im Körpergewebe.
• Eine Frau und ihr neugeborenes Baby untersuchten, wie sie durch Stillen zurückgehalten und übertragen werden können.

Aktionsniveaus für Eingriffe

Bei einer Energiedosisleistung von mehr als 10 μGy/h in 1 m Höhe innerhalb des Hauses wurde eine Hausevakuierung empfohlen.

Die Sanierungsdekontamination von Eigentum, Kleidung, Boden und Lebensmitteln basierte auf einer Person, die 5 mGy in einem Jahr nicht überschreitet. Die Anwendung dieses Kriteriums auf verschiedene Pfade führte zur Dekontaminierung des Inneren eines Hauses, wenn die absorbierte Dosis 1 mGy in einem Jahr überschreiten könnte, und zur Dekontaminierung des Bodens, wenn die absorbierte Dosisrate 4 mGy in einem Jahr überschreiten könnte (3 mGy von externer Strahlung und 1 mGy von interne Strahlung).

Der Unfall des Kernkraftwerks Reaktorblock 4 von Tschernobyl von 1986

Allgemeine Beschreibung des Unfalls

Der weltweit schlimmste Atomreaktorunfall ereignete sich am 26. April 1986 während eines Elektrotechniktests mit sehr geringer Leistung. Um diesen Test durchzuführen, wurden einige Sicherheitssysteme abgeschaltet oder blockiert.

Diese Einheit war ein Modell RBMK-1000, der Reaktortyp, der etwa 65 produzierte^% aller in der UdSSR erzeugten Kernenergie. Es war ein graphitmoderierter Siedewasserreaktor, der 1,000 MW Strom (MWe) erzeugte. Das RBMK-1000 hat kein druckgeprüftes Containment-Gebäude und wird in den meisten Ländern nicht häufig gebaut.

Der Reaktor wurde sofort kritisch und erzeugte eine Reihe von Dampfexplosionen. Die Explosionen fegten die gesamte Oberseite des Reaktors weg, zerstörten die dünne Struktur, die den Reaktor bedeckte, und lösten eine Reihe von Bränden auf den dicken Asphaltdächern der Blöcke 3 und 4 aus. Radioaktive Freisetzungen dauerten zehn Tage, und 31 Menschen starben. Die Delegation der UdSSR bei der Internationalen Atomenergiebehörde untersuchte den Unfall. Sie erklärten, dass die RBMK-Experimente im Block 4 von Tschernobyl, die den Unfall verursachten, nicht die erforderliche Genehmigung erhalten hatten und dass die schriftlichen Vorschriften zu Reaktorsicherheitsmaßnahmen unzureichend waren. Die Delegation erklärte weiter: „Das beteiligte Personal war nicht ausreichend auf die Tests vorbereitet und war sich der möglichen Gefahren nicht bewusst.“ Diese Testreihe schuf die Bedingungen für die Notsituation und führte zu einem Reaktorunfall, von dem die meisten glaubten, dass er niemals eintreten könnte.

Freisetzung von Kernspaltungsprodukten des Reaktorunfalls von Tschernobyl Block 4

Gesamtaktivität freigesetzt

Etwa 1,900 PBq an Spaltprodukten und Brennstoffen (die zusammen gekennzeichnet wurden Corium vom Three Mile Island Accident Recovery Team) wurden in den zehn Tagen freigesetzt, die es dauerte, alle Brände zu löschen und Block 4 mit einem neutronenabsorbierenden Abschirmmaterial abzudichten. Block 4 ist jetzt ein dauerhaft versiegelter Sarkophag aus Stahl und Beton, der das restliche Corium in und um die Überreste des zerstörten Reaktorkerns ordnungsgemäß enthält.

1,900 Prozent der XNUMX PBq wurden am ersten Tag des Unfalls freigesetzt. Der Rest wurde in den nächsten neun Tagen freigelassen.

Die radiologisch signifikantesten Freisetzungen waren 270 PBq ¹³¹Ich, 8.1 PBq von ⁹⁰Sr und 37 PBq of ¹³⁷Cs. Dies kann mit dem Unfall auf Three Mile Island verglichen werden, bei dem 7.4 TBq freigesetzt wurden of ¹³¹Ich und kein messbar ⁹⁰Sr. bzw ¹³⁷Cs.

Ausbreitung radioaktiver Stoffe in der Umwelt

Die ersten Freisetzungen gingen im Allgemeinen in nördliche Richtung, aber nachfolgende Freisetzungen gingen in westliche und südwestliche Richtungen. Die erste Wolke traf am 27. April in Schweden und Finnland ein. Radiologische Umweltüberwachungsprogramme des Kernkraftwerks entdeckten die Freisetzung sofort und alarmierten die Welt über den Unfall. Ein Teil dieser ersten Wolke trieb nach Polen und Ostdeutschland. Am 29. und 30. April schwappten weitere Wolken über Ost- und Mitteleuropa. Danach wurden in Großbritannien am 2. Mai Tschernobyl freigesetzt, gefolgt von Japan und China am 4. Mai, Indien am 5. Mai und Kanada und den USA am 5. und 6. Mai. Die südliche Hemisphäre hat nicht gemeldet, diese Wolke entdeckt zu haben.

Die Ablagerung der Wolke wurde hauptsächlich durch Niederschläge bestimmt. Das Fallout-Muster der wichtigsten Radionuklide (¹³¹I, ¹³⁷Cs, ¹³⁴Cs und ⁹⁰Sr) war selbst innerhalb der UdSSR sehr variabel. Das Hauptrisiko ging von externer Bestrahlung durch Oberflächenablagerung sowie von der Einnahme kontaminierter Lebensmittel aus.

Radiologische Folgen des Unfalls von Block 4 in Tschernobyl

Allgemeine akute gesundheitliche Folgen

Zwei Personen starben sofort, eine beim Einsturz des Gebäudes und eine 5.5 Stunden später an thermischen Verbrennungen. Weitere 28 Mitarbeiter des Reaktors und der Feuerwehr starben an Strahlenschäden. Die Strahlendosen für die Bevölkerung außerhalb des Standorts lagen unter den Werten, die unmittelbare Strahlenwirkungen verursachen können.

Der Unfall von Tschernobyl hat die weltweite Gesamtzahl der Todesfälle durch Strahlenunfälle bis 1986 fast verdoppelt (von 32 auf 61). (Es ist interessant festzustellen, dass die drei Toten des SL-1-Reaktorunfalls in den USA als Folge einer Dampfexplosion aufgeführt sind und dass die ersten beiden, die in Tschernobyl starben, auch nicht als Todesfälle durch Strahlenunfälle aufgeführt sind.)

Faktoren, die die gesundheitlichen Folgen des Unfalls vor Ort beeinflusst haben

Personendosimetrie für die Personen mit dem höchsten Risiko vor Ort war nicht verfügbar. Das Fehlen von Übelkeit oder Erbrechen in den ersten sechs Stunden nach der Exposition zeigte zuverlässig diejenigen Patienten an, die weniger als potenziell tödliche absorbierte Dosen erhalten hatten. Dies war auch ein guter Hinweis auf Patienten, die aufgrund einer Strahlenexposition keine sofortige ärztliche Behandlung benötigten. Diese Informationen zusammen mit den Blutdaten (Abnahme der Lymphozytenzahl) waren nützlicher als Daten der Personaldosimetrie.

Die schwere Schutzkleidung der Feuerwehrleute (eine poröse Plane) ermöglichte den Kontakt von Spaltprodukten mit hoher spezifischer Aktivität mit bloßer Haut. Diese Beta-Dosen verursachten schwere Hautverbrennungen und waren ein wesentlicher Faktor für viele Todesfälle. XNUMX Arbeiter erlitten schwere Hautverbrennungen. Die Verbrennungen waren äußerst schwierig zu behandeln und stellten ein schwerwiegendes Komplikationselement dar. Sie machten es unmöglich, die Patienten vor dem Transport in Krankenhäuser zu dekontaminieren.

Zu diesem Zeitpunkt gab es keine klinisch signifikanten internen Körperbelastungen durch radioaktives Material. Nur zwei Personen hatten hohe (jedoch nicht klinisch signifikante) Körperbelastungen.

Von den etwa 1,000 untersuchten Personen wurden 115 aufgrund eines akuten Strahlensyndroms ins Krankenhaus eingeliefert. Acht medizinische Betreuer, die vor Ort arbeiteten, erlitten das akute Strahlensyndrom.

Wie erwartet gab es keine Hinweise auf eine Neutronenexposition. (Der Test sucht nach Natrium-24 (²⁴Na) im Blut.)

Faktoren, die die gesundheitlichen Folgen des Unfalls außerhalb des Standorts beeinflusst haben

Öffentliche Schutzmaßnahmen lassen sich in vier verschiedene Perioden einteilen.

1. Die ersten 24 Std: Das Publikum in Windrichtung blieb drinnen mit geschlossenen Türen und Fenstern. Die Verteilung von Kaliumiodid (KI) begann, um die Schilddrüsenaufnahme zu blockieren ¹³¹I.
2. Ein bis sieben Tage: Pripjat wurde evakuiert, nachdem sichere Evakuierungswege eingerichtet worden waren. Dekontaminationsstationen wurden eingerichtet. Die Region Kiew wurde evakuiert. Die Gesamtzahl der evakuierten Menschen betrug mehr als 88,000.
3. Ein bis sechs Wochen: Die Gesamtzahl der Evakuierten stieg auf 115,000. Alle diese wurden medizinisch untersucht und umgesiedelt. Kaliumiodid wurde 5.4 Millionen Russen verabreicht, darunter 1.7 Millionen Kindern. Die Schilddrüsendosis wurde um etwa 80 bis 90 reduziert^%. Zehntausende Rinder wurden aus kontaminierten Gebieten entfernt. Lokale Milch und Lebensmittel wurden großflächig verboten (nach abgeleiteten Eingreifrichtwerten).
4. Nach 6 Wochen: Der Evakuierungskreis mit einem Radius von 30 km wurde in drei Unterzonen unterteilt: (a) eine Zone von 4 bis 5 km, in der in absehbarer Zeit kein öffentlicher Wiedereintritt zu erwarten ist, (b) eine Zone von 5 bis 10 km, wo sie begrenzt ist der öffentliche Wiedereintritt wird nach einer bestimmten Zeit erlaubt und (c) eine 10- bis 30-km-Zone, in die die Öffentlichkeit schließlich zurückkehren darf.

Es wurden große Anstrengungen unternommen, um Offsite-Bereiche zu dekontaminieren.

Die radiologische Gesamtdosis für die Bevölkerung der UdSSR wurde vom Wissenschaftlichen Ausschuss der Vereinten Nationen für die Auswirkungen atomarer Strahlung (UNSCEAR) mit 226,000 Personen-Sv (72,000 Personen-Sv im ersten Jahr) angegeben. Die weltweit geschätzte kollektive Äquivalentdosis liegt in der Größenordnung von 600,000 Personen-Sv. Zeit und weitere Studien werden diese Schätzung verfeinern (UNSCEAR 1988).

Internationale Organisationen

Internationale Atomenergiebehörde

P.O. Box 14473

A-1400 Wien

ÖSTERREICH

Internationale Kommission für Strahlungseinheiten und -messungen

7910 Woodmont Avenue

Bethesda, Maryland 20814

USA

Internationale Strahlenschutzkommission

Postfach Nr. 35

Didcot, Oxfordshire

OX11 0RJ

Vereinigtes Königreich

Internationaler Strahlenschutzverband

Technische Universität Eindhoven

P.O. Box 14473

5600 AR Eindhoven

NIEDERLANDE

Ausschuss der Vereinten Nationen für die Auswirkungen atomarer Strahlung

BERNAM ASSOZIIERTE

4611-F Montagelaufwerk

Lanham, Maryland 20706-4391

USA

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