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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