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Vorlesung & Praktikum Strahlungsmesstechnik

• Strahlenphysik

• Strahlungsdetektoren

• Strahlungsmessgeräte

• Radioaktivität in der Natur

• Biologische Strahlenwirkungen

• Radon in Gebäuden

• Grundfunktionen von Gammadosisleistungsmessgeräten

• Grundfunktionen von Kontaminationsgeräten

• Gammaspektrometrie

• Neutronenmessungen

• Radonmessungen

Prof. Dr. Sabine Prys

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Naturwissenschaftliche Grundlagen Strahlenschutzkurs, Strahlungsmesstechnik

Experimentalvorlesung Reaktor I

Prof. Dr. Sabine Prys

Strahlenphysik

2

1 Materie & Antimaterie

Name Symbol Ruhe- Ladung Spin mittlere

masse Lebens-

[MeV] dauer [s]

Elektron e- e+ 0,511 -1 +1 1/2 stabil

Müon µ- µ+ 105,6 -1 +1 1/2 2. 10-6

Tau - + 1784 -1 +1 1/2 3. 10-13

Elektron- Neutrino ee ? 0 0 1/2 stabil ?

Müon-Neutrino µµ ? 0 0 1/2 stabil ?

Tau-Neutrino ? 0 0 1/2 stabil ?

Leptonen + Quarks = Grundbausteine der Materie + Antimaterie

1.1 Elektron & Antielektron

3

Name Symbol Ruhe- Ladung Quarkaufbau Spin mittlere

masse Lebens-

[MeV] dauer [s]

Proton p p 938,3 +1 -1 u u d uud ½ stabil

Neutron n n 939,6 0 0 d d u ddu ½ ca. 900

Lambda 1115 0 0 u d s uds ½ 2,6.10-10

Sigma-Plus 1189 +1 +1 u u s uus ½ 8.10-11

Sigma-Minus 1197 -1 -1 d d s dds ½ 1,5.10-10

Sigma-Null 1192 0 0 u d s uds ½ 6.10-20

Xi-Minus 1321 -1 1 d s s dss ½ 1,6.10-10

Xi-Null 1315 0 0 u s s uss ½ 3.10-10

Omega-Minus 1672 -1 -1 s s s sss ½ 8.10-11

Charm-Lambda c c 2280 +1 +1 u d c udc ½ 2.10-13

1.2 Nukleonen & Antinukleonen

1.3 Anti-Materie

• Zu jedem Teilchen gibt es ein Anti-Teilchen(gleiche Masse, aber entgegengesetzte Ladung)

• Tritt ein Teilchen mit seinem Anti-Teilchen in Wechselwirkung, so werden beide vernichtet, es entstehen Photonen oder Mesonen

• Das Photon ist mit seinem Anti-Teilchen identisch

4

2 Nuklidkarte

In der Nuklidkarte werden alle Atomarten (Nuklide) nach Protonen-und Neutronenzahl geordnet.

Aus der Nuklidkarte lassen sich Eigenschaften der Nuklide ablesen, z.B. Stabilität oder radioaktive Zerfallsarten

Z

N

Bildquelle: Karlsruher Nuklidkarte aus Lieser; Einführung in die Kernchemie, 1991

2.1 Nuklidbegriff

AtomeDie stoffliche Welt um uns herum lässt sich zerlegen in kleine -einst als unteilbar geglaubte - Teilchen, die als Atome bezeichnet werden.

NuklideZur Zeit sind ca. 2500 Atomsorten - sogenannte Nuklide - bekannt, die sich auf 118 verschiedene chemische Elemente verteilen. Davon sind nur 274 Nuklide stabil !

Chemische ElementeUnter einem chemischen Element versteht man einen Stoff, der aus Atomen mit gleichen chemischen Eigenschaften aufgebaut ist.

5

2.1.1 Schreibweisen

Schreibweise: ElementMassenzahl

Ordnungszahl

Neutron Nukleonenzahl Ordnungszahl Element

Proton1 1 H

4 2 He

12 6 C

11

42

126

Massenzahl = Nukleonenzahl

2.1.2 Wasserstoffisotope

11

21

31

T

6

Verschiedene Zerfallsarten

Verschiedene Strahlungsarten

Verschiedene Zerfallsprodukte

2.1.3 Bekannte Nuklide

Instabil (radioaktiv) – Zerfall nach verschiedenen Mechanismen

• C-14 Radiocarbonmethode

• I-131 Radiojodtherapie

• Tc-99 Radiologie / Szintigraphie

• Cs-137 Reaktorunfall von Tschernobyl

• U-235 Kernbrennstoff

• U-238 Kernbrennstoff

stabil

• C-12 Radiocarbonmethode

• B-10 Nukleartechnik (Neutronenabsorber)

• H-2 Nukleartechnik (Neutronenmoderator)

2.2 Nuklidkarte

Isotope Nuklide

weisen die gleiche Ordnungszahl auf und gehören damit zum selben chemischen Element.

H1,00794 0,332

H-199,985 0,332

H-20,015 0,00052

H-312,323 a 0,02

He4,002602abs < 0,05

He-30,000137 0,00005

He-499,99986 3 0,02

n 110,25 m 0,8

He-599,99986n

He-6806,7 ms - 3,5

N

Z

Neutronenüberschuss - instabil

7

2.2.1 Kohlenstoffisotope

Bildquelle: Karlsruher Nuklidkarte aus Lieser; Einführung in die Kernchemie, 1991

C

12,011

C 8 C 9126,5 ms+ 3,5..p 8,24;

10,92

C 1019,3 s+ 1,9 718;

1022

C 1120,38 m+ 1,0

No

C 1298,90

0,0034

C 131,10

0,0009

C145730 a- 0,2

No

C 152,45 s- 4,5; 9,8 5298

C 160,747 s-

n 0,79;1,72

Neutronenunterschuss - instabil

stabil Neutronenüberschuss -instabil

2.2.1 Nuklidkarte FZ Karlsruhe

Bildquelle: Karlsruher Nuklidkarte aus Lieser; Einführung in die Kernchemie, 1991

Spaltbare Nuklide

8

2.2.1.1 Nuklidkarte Erläuterungen

Karlsruher Nuklidkarte - Farben und Symbole:

Zerfallsart Zerfallsprodukt Tochternuklid

Massezahl Ordnungszahl

stabile Nuklide A Z

Positronzerfall + A = const Z-1

Elektroneneinfang X-ray) A = const Z-1

Negatronzerfall - A = const Z+1

Alphazerfall

Spontanspaltung sf variiert

Protonzerfall p A-1 Z-1

Isomerenzerfall I A= konstant Z=konstant

2.3 Nuklidgruppen

Isotope Nuklide

weisen die gleiche Ordnungszahl auf und gehören damit zum selben chemischen Element (Z= konstant)

Isobare Nuklide haben jeweils gleiche Nukleonenzahlen (Z = N). Sie finden sich in den Diagonalreihen der Nuklidkarte.

Isotone Nuklide haben gleiche Neutronenzahlen (N = konstant). Sie stehen in den senkrechten Reihen der Nuklidkarte.

Isomere Nuklide haben zwar gleiche Anzahl von Protonen und Neutronen (Z= N = konstant), besitzen aber unterschiedliche Energien im Atomkern.

9

2.4 Zerfallsreihen

Zerfallsreihe: Abfolge von radioaktiven Zerfällen

Uran-Radium-Reihe: Ausgangsnuklid U-238 Endnuklid Pb-206

Uran-Actinium-Reihe: Ausgangsnuklid U-235 Endnuklid Pb-207

Thorium-Reihe: Ausgangsnuklid Th-232 Endnuklid Pb-208

Neptunium-Reihe: Ausgangsnuklid Np-237 Endnuklid Bi-209

Die 4. Zerfallsreihe kommt in der Natur nicht vor, da das langlebigste Glied 237Np dieser Reihe praktisch vollständig zerfallen ist.

2.4.1 Die Uran-Radium-Zerfallsreihe

10

2.4.2 Die Uran-Actinium-Zerfallsreihe

2.4.3 Die Thorium-Zerfallsreihe

11

2.4.4 Die Plutonium-Neptunium-Zerfallsreihe

3 Radioaktivität

Eigenschaft bestimmter Stoffe, sich ohne äußere Einwirkung umzuwandeln und dabei charakteristische Strahlungauszusenden

Alpha-Zerfälle Aussenden von He2+ - TeilchenBeta-Zerfälle Aussenden von e-,e+ aus dem KernGamma-Zerfälle Aussenden von Photonen aus dem KernRöntgenstrahlung Aussenden von Photonen aus inneren

ElektronenschalenSpontanspaltung Spaltung eines AtomkernesSpallation Zertrümmerung eines Atomkernesu.a.

12

3.1 Aktivität

Aktivität = Anzahl der Zerfälle pro Sekunde

1 Becquerel = 1 Zerfall pro Sekunde

Symbol : Bq

1 Gramm Radium-226: 37 Milliarden Zerfälle pro Sekunde

37 Milliarden Bq = 1 Curie (Ci)

3.1.1 Statistische Natur des radioaktiven Zerfalls

Aktivität A = statistischer Erwartungswert einer radioaktiven Probe für den Quotienten aus Zahl der radioaktiven Umwandlungen

dN und Zeitintervall dt

Zerfallskinetik = Kinetik 1. Ordnung

Adt

dA

dt

dNA

13

3.1.2 Der radioaktive Zerfall

A = Aktivität zur Zeit t

A0 = Aktivität am Anfang ( t = t0)

= Zerfallskonstante

t½ = Halbwertszeit

= Lebensdauer

= Zerfallszeit bis auf den

e-ten Teil der Ausgangsmenge

Unter Halbwertszeit eines Radionuklids versteht man die Zeit, in der seine Aktivität auf die Hälfte abgeklungen ist

1)2ln(

)(2/1

0

teAtA t

exponentieller Zerfall

A

tt½

3.1.3 Das Zerfallsgesetz

A = Aktivität

= Zerfallskonstante = ln2/t1/2

A(t) = Aktivität nach einer Zeit t

t = vergangene Zeit

A0 = Aktivität am Anfang ( t = t0)

t½ = Halbwertszeit

N(t) = Teilchenzahl nach einer Zeit t

N0 = Teilchenzahl am Anfang

t

t

t

eNtN

eAtA

Adt

dA

0

)2ln(

0

)(

)( 2/1

0,00E+00

5,00E-01

1,00E+00

0 100 200 300 400

0,00E+00

5,00E-01

1,00E+00

0,00 5,00 10,00 15,00

A(t)

A(t)

t

t1/2

14

3.1.4 Die Zerfallskonstante

2/1

)2ln(

t

A(t)

t

0

0,1

0,2

0,3

0,4

0,5

0,6

0,7

0,8

0,9

1

1,1

1,2

1,3

1,4

1,5

0 5 10 15

0,3

0,5

0,91/2 A0

1/4 A01/8 A0

Anzahl t1/2

Aktivität Rest-Aktivität

0 1 100 %

1 1/2 50 %

2 ¼ 25 %

3 1/8 12,5 %

4 1/16 6,25 %

5 1/32 3,13 %

6 1/64 1,56 %

7 1/128 0,78 %

8 1/256 0,39 %

9 1/512 0,20 %

10 1/1024 0,1 %

3.1.6 Spezifische Aktivität

• Massenaktivität (Aktivität pro Stoffmengeneinheit)

• Volumenaktivität (Aktivität pro Volumeneinheit)

• Flächenaktivität Oberflächenkontamination (Aktivität pro Flächeneinheit)

kg

Bq

M

N

m

A

dtm

dNA A

M

3m

Bq

V

A

dtV

dNAV

2m

Bq

F

A

dtF

dNAF

15

Cs-134 / Cs-137 Gehalt in Fleisch (BRD 1990)

1,0 Bq / kg Rindfleisch, Kalbfleisch

0,3 Bq / kg Schwein

8,0 Bq / kg Schaf

140 - 820 Bq / kg Reh, Hirsch u.a. Wild

Aktivität

MasseBq kg

3.1.6.1 Massenaktivität

Grenzwert für die Kontamination einer Oberfläche im Kontrollbereich nach StrlSchV

P-32 ( - Strahler): 500 Bq / cm2

3.1.6.2 Oberflächenkontamination

Aktivität

FlächeBq cm2

16

Durchschnittliche Radonbelastung in Innenräumen (D):

50 Bq / m3

Spitzenbelastungen (D):

>200 Bq / m3

3.1.6.3 Volumenaktivität

Aktivität

VolumenBq cm3

Übung zum J-131- Zerfall

Iod-131 hat eine Halbwertszeit von 8 Tagen

Wieviel Bq sind nach 16 Tagen messbar, wenn zum Zeitpunkt t0die Aktivität 100 000 Bq betrug ?

??

17

3.1.7 Die natürliche Aktivität eines Standardmenschen

Radionuklid Aktivität in Bq

K - 40 4 500

C -14 3 800

Rb - 87 650

Pb - 210, Bi - 210, Po - 210 60

Daughters Rn - 220 30

H - 3 25

Be - 7 25

Daughters Rn - 222 15

Sonstige 7

Summe 9 112 (ca. 130 Bq / kg)Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

3.1.8 Spezifische Aktivität in Nahrungsmitteln

Stoff Aktivität in Bq / kg

KCl 15 944

vegetarische Nahrungsmittel 40*

Rentierleber (Po-210) 222

Paranüsse (Ra- 226) 132

* Mittelwert

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

18

3.1.9 Aktivität eines Frühstücks

Nahrungsmittel Aktivität in Bq

120 g Mischbrot 2,0

25 g Camenbert 0,9

25 g Corned Beef (Jugoslawien) 1,2

20 g Nuß-Nougat-Creme 3,2

125 ml schwarzer Tee (Türkei) 6,5

100 g Quark 0,2

25 g Blaubeeren 2,4

Nichtverkehrsfähig !

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

3.1.10 Aktivität eines Mittagessens

Nahrungsmittel Aktivität in Bq

150 g Wildfleisch (Niedersachsen) 87,2

60 g Nudeln, gekocht 0,6

200 g Maronen (Niedersachsen) 210,6

20 g Pfirsich (Konserve, Griechenland) 1,0

10 g Preisselbeermus (Skandinavien) 0,0

150 g Vanilleeis 3,0

50 g Kirschen 16,7

Nichtverkehrsfähig !

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

19

Übung zum radioaktiven Zerfall

Wieviel ist von den Nukliden nach dem Reaktorunfall am 26. April 1986 heute noch übrig

??Cs 13730,17 a- 0,5; 1,2m,g 0,001

I 1318,02 d- 0,6; 0,8.. 364; 637; 284 ; g ~ 0,7

Pu 239 2,411 *104 a 5,157; 5,144…sf, (52…);e-,m 268,8; f 742,5

26.04.1986

19.09.2011

9277 d = 25,4 a

%9270,99%100)(

%0000,0%100)(

%7699,55%100)(

24110

4,252ln

02,8

92772ln

17,30

4,252ln

etA

etA

etA

3.2 Strahlung–Materie Wechselwirkung

Zwischen Strahlung und Materie bestehen Wechselwirkungen

Strahlung erfährt

Materie erfährt

Die Wechselwirkung ist abhängig von Strahlenart und -energie

AbsorptionSchwächung

StreuungStossprozesse

AnregungIonisation

Kernreaktionen

„Ionisationsbremsung“

20

3.2.1 Ionisierende Strahlung

Strahlung aus dem Zerfall von Radionukliden

Strahlung, die Materie ionisiert

direkt ionisierende Strahlung

geladene Teilchen

indirekt ionisierende Strahlung

ungeladene Teilchen (Photonen, Neutronen)

Teilchen

n Neutronen

P Protonen

He2+ -Teilchen

Elektronen, Positronen

Elektromagnetische Wellen

/ X Gamma, Röntgen

3.2.2 Ionisationsvermögen

indirekt ionisierend

direkt ionisierend

indirekt ionisierend

21

3.2.3 Ionisationsdichte von - Strahlung

Alpha-Strahlung• Dichte Ionisation• Kernreaktionen bei sehr hohen Energien

Beta-Strahlung

• Weniger dichte Ionisation• Röntgenstrahlen bei sehr hohen Energien• Streuung an Atomen mit großem Z

Gamma-Strahlung• Lockere Ionisation• Ionisation nur durch „vorgeschaltete“ Effekte

3.2.4 Linear Energy Transfer (LET)

Spezifischen Ionisation oder LET eines Strahlungsteilchens:

E = übertragene Energie

x = Wegstrecke

v = Geschwindigkeit des Strahlungsteilchens

Beispiel:

Gammastrahlung (Co-60)

250 kV Röntgenstrahlen

10 kV Röntgenstrahlen

Alphastrahlung

2

1~

vdx

dELET

Anzahl der gebildeten Ionenpaare pro mm Wegstrecke

22

- Strahlen

zu berücksichtigende Ionen nicht zu berücksichtigende Ionen

3.2.4.1 Kerma & Energiedosis

Energiedosis [Gy]: H*

Die auf das Volumenelement V übertragenen Energien werden berücksichtigt.

kinetic energy released in matter

Kerma [Gy]: Hx

Übertragene Energien die im Volumenelement V ihren Anfangswert haben werden berücksichtigt

Strahlenart LET[keV/µm]

Bewertungsfaktorq

e-, -, Photonen < 3,5 1

, p, n (je nach Energie) 3,5 – 7,0 1-2

7,0 – 23 2-5

23 – 53 1. – 10

> 53 10 – 20

3.2.4.2 Spezifische Ionisation

Quelle: H. Krieger; Grundlagen der Strahlungsphysik und des Strahlenschutzes

im Medium Wasser

Beispiele

23

3.2.5 Strahlungsschwächung I

Ionisationsvorgänge

lösen alle geladenen Teilchen höherer Energie in gasförmiger, flüssiger oder fester Umgebung aus, wobei sie ihre Energie portionsweise verlieren.

Ionisationsdichte, Ionisierungsvermögen

Anzahl der gebildeten Ionenpaare im Medium: Luft

Messgröße: Ionendosis

Linear Energy Transfer (LET)

Lineares Energieübertragungsvermögen im durchstrahlten Medium pro Wegstrecke

für direkt ionisierende Strahlung

3.2.6 Strahlungsschwächung II

Kinetic Energy Released in Matter (kerma)

Energieübertrag vom Teilchenstrahl auf Absorbersekundärteilchen

Energieabsorption im Absorber biologische Strahlenwirkung

Messgröße: Energiedosis

Wirkung eines Absorbers auf einen Teilchenstrahl

Bremsvermögen (Stoßbremsvermögen, Strahlungsbremsvermögen)

Streuvermögen

Absorbierungsvermögen eines Absorbers in einen Teilchenstrahl

Bremsvermögen, Streuvermögen

Messgröße: Massenschwächungskoeffizient

für direkt ionisierende Strahlung

24

3.2.6.1 Čzerenkov - Strahlung

Čerenkov-Strahlungtritt immer dann auf, wenn geladene Teilchen sich im Medium schneller ausbreiten können als Lichtteilchen (Photonen) in diesem Medium.

3.2.7 Strahlungsschwächung III

Photo-, COMPTON- und Paarbildungseffekte

lösen Photonen höherer Energie in umgebender Materie je nach Ordnungszahl aus, wobei sie ihre Energie portionsweise verlieren.

Kernreaktionen

lösen Neutronen mit entsprechender Energie in entsprechenden Materialien aus, wobei sie in geladene Teilchen umgewandelt werden.

für indirekt ionisierende Strahlung

25

3.3 Strahlungsenergie

1 J = 1 Nm = 1 Ws

1 eV ist die Energie, die ein Elektron aufnimmt, wenn es beim freien Durchlaufen einer Spannung von 1 V beschleunigt wird

1 eV = 1,602 •10-19 J

3.3.1 Energieeinheiten

Energieeinheiten

J Joule 1 J = 1 N.meV Elektronenvolt

kWh Kilowattstunde 1 W = 1 kg.m2/s3 = 1 J/scal Kalorieerg Energieeinheitkg Kilogrammu atomare Masseneinheit

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3.3.2 Umrechnungsfaktoren

J MeV kWh cal erg kg

1 J 1 6,250E+12 2,778E-07 2,389E-01 1,000E+07 1,113E-17

1 MeV 1,600E-13 1 4,450E-20 3,827E-14 1,602E-06 1,783E-30

1 kWh 3,600E+06 2,247E+19 1 8,600E+05 3,600E+13 4,007E-11

1 cal 4,186E+00 2,613E+13 1,163E-06 1 4,168E+07 4,660E-17

1 erg 1,000E-07 6,242E+05 2,778E-14 2,389E-08 1 1,113E-24

1 kg 8,985E+16 5,610E+29 2,497E+10 2,146E+16 8,987E+23 1

1 u 1,492E-10 9,320E+02 4,146E-17 3,546E-11 1,492E-03 1,661E-27

Quelle: Halliday, Resnik, Walker - Physik, Wiley-VCH Verlag

3.4 Strahlendosis

• Ionendosis

• Energiedosis

• Ortsdosis

• Personendosis

• Dosisleistung

• Abstandsgesetz

27

3.4.1 Strahlendosis: Ionendosis

Ionendosis I = absorbierte Energie in Luft

Definition:

Energiemenge, die durch die Strahlung auf eine Masseneinheit übertragen wird

Symbol: Gy

Alte Einheit: rad (1 Gy = 100 rad)

kg

JGray

11

3.4.2 Strahlendosis: Energiedosis

Energiedosis D = absorbierte Energie in Materie

Definition:

Energiemenge, die durch die Strahlung auf eine Masseneinheit übertragen wird

Symbol: Gy

Alte Einheit: rad (1 Gy = 100 rad)

kg

JGray

11

28

3.4.3 Strahlendosis: Personendosis

Äquivalentdosis H = Zellschädigungsrisiko durch absorbierte Energie im Gewebe

Definition:

Sievert

Energiemenge, die auf einen Menschen übertragen wird,

abhängig von der Strahlenart

Symbol: Sv

Alte Einheit: rem (1 Sv=100 rem)

QDH

H = Personendosis D = Energiedosis Q = Qualitätsfaktoren für Strahlungs- und Gewebeart

3.4.4 Dosisleistung

Unter der Dosisleistung DL versteht man die mit der Zeit aufgenommene (Strahlen)dosis

DL = Dosisleistung D = Energiedosis H = Äquivalentdosis t = Zeit

Ddt

dDDL

Hdt

dHDL

29

3.5 Das Abstandsgesetz

Dosisleistung einer punktförmigen -Strahlungsquelle

hGBq

mµSvNuklid

r

A

dt

dHH HH

2

2

Co-60 351Cs-137 88I-131 59

dH/dt = GammadosisleistungH = Gammadosisleistungskonstante (tabelliert)A = Aktivitätr = Abstand zur Strahlungsquelle

für Gammastrahlen

Dosisleistung eines Cs-137 Strahlers

Beispiel Cs-137

A = 1 GBq r = 10 m

Dosisleistung = ?

??

30

4 Zerfallsarten

Zerfallsart TochternuklidMassenzahl Ordnungszahl

– Zerfall M – 4 Z - 2 – Zerfall M Z + 1 – Zerfall M Z - 1 – Zerfall M Z

Radioaktiver Verschiebungssatz

4.1 Zerfallswege in der Nuklidkarte

-

+p

n

31

4.2 Alpha-Zerfall

)784,4(

)186,0()601,4(42

22286

22688

42

22286

22688

MeVHeRnRa

MeVMeVHeRnRa

5,5 %

94,4%

bis 15 000 km/s

4.2.1 - Zerfallsgleichung

Äußere Bestrahlung unbedeutendAbschirmung durch Papier

Inkorporation gefährlich

HeYX MZ

MZ

42

42

32

4.2.2 - Strahlung

• Teilchenart He- 4 Kerne

• Radionuklide Z> 80: Pu - 239, Ra - 226, Rn - 222, Am - 241, Po - 210, U - 235

• Energie MeV

• Reichweite bei 5 MeV ca. 3,5 cm (Luft)

geradlinige Bewegung

• Energieabgabe starke Wechselwirkung, 35 eV pro Ionenpaar, 100 000 -200 000 Ionenpaare pro Teilchen

• Wechselwirkung Ionisation, Anregung

• Gefahren Inkorporation, Schleimhäute

• Schutz Abschirmung mit Papier, Abstand > 10 cm

4.2.3 - Zerfallsschema

http://atom.kaeri.re.kr/cgi-bin/decay?Ra-226%20A

33

4.2.4 - Spektren

Examples of Energy Spectra and Isotopic Resolution In the energy calibration of the E detectors with a 228Th an source, an energy resolution (FWHM) of 34 keV at 5.684 MeV was easily obtained. This resolution was obtained at the end of an experiment after the 28 mg/cm2 protective Pb absorbers were removed. A (GIF 13 kB) spectrum of this calibration for one of the Si strips can be seen here

http://www.chemistry.wustl.edu/~dgs/mball/Si-Wall.html#spectra

4.2.5 Absorption von - Strahlung

Ionisation umgebender Materie

Streuung bei kleinen Teilchenenergien um kleine Winkel

Reichweite schwergeladener Teilchen Länge der Teilchenbahn

1 2 3 4 5 6 7 8Wegstrecke [cm]

Ione

npaa

re p

ro c

m20

00

40

00

600

0

HeeHe 2

34

4.3 Beta-Zerfall

eBaCs 01

13756

13755

4.3.1 -Zerfallsgleichung

Äußere Bestrahlung von untergeordneter BedeutungAbschirmung durch Plexiglas, Aluminium

eYX MZ

MZ

011

eYX MZ

MZ

011

35

4.3.2 -Strahlung

• Teilchenart Negatronen, Positronen

• Radionuklide H - 3, C - 14, Sr - 90, Cs - 137 Tl - 204, Co - 60

• Energie keV ... MeV

• Reichweite bei 1 MeV ca. 4 m (Luft)

• Energieabgabe kontinuierlich

• Wechselwirkungen schwächere Wechselwirkung,

4-8 Ionenpaare pro mm Luft

(kev – MeV) Ionisation, Anregung,

(MeV – GeV) Rückstreuung, Bremsstrahlung,

• Gefahren Streustrahlung, Hautexposition, Schleimhäute, Inkorporation

• Schutz Abschirmung mit Al, PMMA

4.3.3 -Zerfallsschema

http://atom.kaeri.re.kr/cgi-bin/decay?Cs-137%20B-

36

4.3.4 -Spektren

Betateilchen besitzen ein Energiespektrum

beim Betazerfall entstehen Neutrinos ()

Zerfallsenergie verteilt sich auf Betateilchen und Neutrinos

0 0,2 0,4 0,6 0,8 1,0 1,2 1,4 1,6 1,8 Energie [MeV]

Rel

ativ

e H

äufig

keit

20 4

0 6

0 8

0 1

00

Häufigste Energie

Maximale Energie

E

maxE

max3

1EE

4.3.5 - Dosisleistung

für -Strahlen gilt bei Punktquellen ein modifiziertes Abstandsgesetz:

H = - Dosisleistungskonstante (tabelliert)H = - Dosisleistungsfunktion (tabelliert)A = Aktivität des Strahlers = Dichte des umgebenden Mediumsr = Abstand vom StrahlerEmax = maximale Beta-Energie

HA

rH

( , , )maxr E2

Quelle: H. Krieger – Grundlagen der Strahlungsphysik und des Strahlenschutzes

37

4.3.5.1 Y-90 - Dosisleistungsfunktion in Luft

0 50 100 150 200 250 300 3505,5

6

6,5

7

7,5

8

8,5

9

9,5

Betadosisleistungsfunktion

für Y-90 in Luft

r [cm]

[mS

v*m

2/G

Bq

*h]

Quelle: H. Krieger – Grundlagen der Strahlungsphysik und des Strahlenschutzes

Fitting Interface For NIST Hahn 2D:

a = 8.9832993866831981E+00

b = -2.6518831350761529E-01

c = 2.2887656037887229E-03

d = -3.7021929872605583E-06

f = -2.8688716986352482E-02

g = 2.3353289340732712E-04

h = -2.7724545361995389E-07

R-squared: 0.99586831458

4.3.5.2 Fit für Y-90 -Dosisleistungskonstante in Luft

32

32

1 xhxgxf

xdxcxbay

Quelle: www.zunzun.com

38

R = Reichweite der – Strahlung [g/cm2]

E kin = maximale – Energie [MeV]

= Dichte des Mediums [g/cm3]

0,095– [MeV]E * 0,526 ][g/cm R kin 2

Zahlenwertgleichung, keine physikalische Gleichung !

4.3.6 Empirische -Reichweite I

Quelle: Grundkurs Strahlenschutz von Claus Grupen

4.3.7 Wechselwirkungen von –Strahlung mit Materie

• MeV - GeV-Bereich:

– Wechselwirkungen mit Atomkernen Kernreaktionen

– Erzeugung von Röntgen(brems)strahlung

• keV – MeV Bereich:

– Ionisierung der umgebenden Materie

– Inelastische Streuung mit Hüllenelektronen

– Elastische Streuung an Atomen mit großem Z

• Elastische Streuung an der Atomhülle (Rückstreuung)

• Elastische Streuung an Atomkernen (COULOMB-Streuung)

• Cerenkov-Strahlung

39

4.3.8 Schwächung von –Strahlung

in umgebender Materie:Ionisation, Anregung, Streuung, Bremsstrahlung

in Luft:Ionenpaare pro cm () = 10-2 – 10-3 • Ionenpaare pro cm ()

Reichweite () in Luft: cm -Strahlung: dicht ionisierend

Reichweite () in Luft: cm – m -Strahlung locker ionisierend

4.3.9 - Schwächungsgesetz

Annahme: monoenergetische Betastrahlung schwächt sich exponentiell ab entsprechend:

dµeII 0

Absorptionskurve für Sr-90 Strahlung, 2,3 MeV in Al

40

4.3.10 Absorption von -Strahlung

Flächendichte r = d . Empirische Formel (wenn x > 0,3 g/cm2)

Emax maximale Beta-Energie [MeV]

r Flächendichte [g/cm2]

d Absorberdicke [cm]

r Absorberdichte

x maximale Reichweite im Absorber

Massenabsorptionskoeffizient µEmpirische Formel (wenn E in MeV, und 0,1 MeV ≤ E ≤ 3,5 MeV, µ [cm2/g])

25.085.1max xE

5.1max

15

E

Claus Grupen, Grundkurs Strahlenschutz, Vieweg Verlag

4.3.10.1 -Absorptionskurven in verschiedenen Materialien

Sr-90

41

4.3.11 Messung von - Strahlung

Messverfahren:

• Gasionisationsdetektoren mit dünnen Fenster

• Flüssigszintillationsdetektoren

• Filmdosimeter

• PIN-Diodendetektoren

Probleme:

• Streustrahlung

• Bremsstrahlung

Elektronisches Personendosimeter EPD MK2

Technisches Datenblatt Personendosimeter MPA / NRW

42

Elektronisches Personendosimeter EPD MK2

Technisches Datenblatt Personendosimeter MPA / NRW

Elektronisches Personendosimeter EPD MK2

Technisches Datenblatt Personendosimeter MPA / NRW

43

4.3.12 Bremsstrahlung

Photonenstrahlung durch Abbremsprozesse

4.3.13 Röntenspektrum

Wolfram Anode

44

4.4 EC-ZerfallEC = electron capture

00101 YeX M

ZMZ

4.5 Gamma-Zerfall

BaBam 13756

13756

45

4.5.1 -Zerfallsgleichung

Äußere Bestrahlung maßgeblichAbschirmung durch Blei

XX MZ

MZ

*

4.5.2 -Strahlung

• Teilchenart Photonen (m = 0, Z = 0)

• Quellen Am - 241, Co - 60, I - 131, Ba - 133, Ba - 137m, Tc - 99m

• Energie keV ... MeV

• Reichweite theoretisch • Energieabgabe geringe LET, paketweise, Schwächung exponentiell

• Wechselwirkungen Streuung, Photoeffekt, Comptoneffekt, Paarbildungseffekt,

• Gefahren Körper-Exposition, Inkorporation

• Schutz Abschirmung mit Pb und Materialien mit großem Z

Häufig Begleiterscheinung anderer Zerfallsarten !LET = „linear energy transfer“

µdeII dµ 2ln

2/10

Ebenso X-Strahlung

46

4.5.3 -Zerfallsschema

http://atom.kaeri.re.kr/cgi-bin/decay?Cs-137%20B-

4.5.4 -Zerfallsdiagramm Co-60 (I)

47

4.5.5 -Zerfallsdiagramm Co-60 (II)

4.5.6 -Zerfallsdiagramm Co-60 (III)

Weitere Nukliddaten bei: http://www.marcoschwarz-online.de/

48

4.5.7 -Spektrum

stark gespreiztes Cs-137 Spektrum

E [keV]

cps

4.5.8 Absorption von -Strahlung

Mechanismen zur Absorption von Photonen:

Photoeffekt bei kleinen Photonen-Energien < 1 MeV

(vollständige Absorption in der Atomhülle)

COMPTONeffekt bei mittleren Photonen-Energien < 10 MeV

(inkohärente Streuung in der Atomhülle)

Paarbildungseffekt bei großen Photonen-Energien > 1,022 MeV

(vollständige Absorption im COULOMB-Feld des Atomkerns)

Kern-Photoeffekt bei sehr großen Photonen-Energien > 6 MeV...< 20 MeV

(Herausschlagen von n oder p aus dem Kern, bzw. Spaltung )

Abhängig von der Dichte des Mediums !

49

4.5.8.1 Photo-, COMPTON- und Paarbildungseffekt

4.5.8.2 Photoeffekt

2/7

5

~E

ZPhoto

Photoelektron

Wirkungsquerschnitt Z Ordnungszahl E Photonenenergie

Einfallendes Photon

Photon

50

4.5.8.2.a Photoeffekt - animiert

4.5.8.3 COMPTONeffekt

COMPTON elektron

EEcmE

constEcmE

COMPTONe

COMPTONe

1~),(

~),(

2

2

Wirkungsquerschnitt Z Ordnungszahl E Photonenenergie θ Einfallswinkel

Einfallendes Photon

GestreutesPhoton

51

4.5.8.3.a COMPTON effekt -animiert

4.5.8.4 Paarbildungseffekt

Elektron

Einfallendes Photon

Positron

2~022,1 ZMeVE Paar

Wirkungsquerschnitt Z Ordnungszahl E Photonenenergie

Bremsstrahlung

52

4.5.8.4.a Paarbildungseffekt –animiert

4.5.9 Schwächung von - Strahlung

Der Schwächungsfaktor für ungestreute Strahlung:

Schwächungsfaktor

ungeschwächte Dosisleistung

geschwächte Dosisleistung

u

u

H

H

S

0

u

u

H

HS 0

53

4.5.9.1 Das Schwächungsgesetz

Schwächungsfaktor

ungeschwächte Dosisleistung

geschwächte Dosisleistung

Massenschwächungskoeffizient

Schichtdicke

Halbwertsschichtdicke

Zahl der Halbwertsdicken2/1

2/1

0

n

d

d

H

H

S

u

u

21

21

21

0

0

2ln

dnd

d

SeH

H

eHH

ud

u

du

4.5.9.2 Der Schwächungsgrad I

ln dH/dt

d/

54

4.5.9.3 Der Schwächungsgrad II

2log

log

2loglog

2ln

21

21

21

21

21

0

u

u

ud

u

Sn

nS

dndd

SeH

H

4.5.9.4 Massenschwächungskoeffizient

H H ed

0

µ = linearer SchwächungskoeffizientPhotoeffekt / Comptoneffekt / Paarbildungseffekt

µ/ = linearer Massenschwächungskoeffizientµtr/ = linearer

Massenenergieübertragungskoeffizientµen/ = linearer

Massenenergieabsorptionskoeffizientµen = µtr(1-G) G = Bremsstrahlungsanteilµen Energiedosis

55

4.5.9.5 Der Aufbaufaktor

scatcen

scatcabsccompt

paircomptphoto

A

abs

scatabsA

dA

df

f

efHH

,

,,

0

1~

4.6 Zerfall durch Spontanspaltung

Kerne mit M ≥ 232 können durch Einwirkung kosmischer Neutronen

spontan zerfallen

2 Tochterkerne mit Massenverhältnis 1,4 oder mehrere Bruchstücke (=Spallation)

Freisetzung von Neutronen

56

4.6.1 Neutronen

• Begriffe und Einheiten• Neutronenquellen• Neutroneneigenschaften• Messungen• Rechnungen

4.6.1.1 Begriffe und Einheiten

• Neutronenquellstärke S [n/s]

• Neutronenfluenz F [n/cm2]

• Neutronenfluss [n/s.cm2]

• Neutronenenergie E [MeV]

• Dosiskonversionsfaktoren ??

57

4.6.1.2 Entstehung freier Neutronen

• Entstehung bei Ra-Be-Quellen:

• Entstehung bei Fusionsreaktionen

nCBe 10

126

42

94

MeV

nHeTD

58,17

10

42

31

21

4.6.1.3 Neutronenquelle SUR-100

1 600 a

222Rn

bis 12 MeV

235U

226Ra / Be -Präparat ~ 3,7 . 108 Bq

9Be (,n) 12C

58

4.6.1.4 Neutronenstrahlen

• Teilchenart Neutronen

• Radionuklide spaltbare Nuklide

• Energie eV ... MeV

• Reichweite energieabhängig

• Energieabgabe durch Moderation

• Wechselwirkungen Moderation, Konversion

• Gefahren Ganzkörperexposition

• Schutz Abschirmung mit B, Gd, Pb

4.6.1.5 thermische und schnelle Neutronen

Freie Neutronen ½ = ca. 11,5 min Zerfall:

thermische Neutronen

thermisches Gleichgewicht mit umgebendem Medium

Energie ca. 2,5 10-2 eV

Geschwindigkeit ca. 2,2.103 m/s

schnelle Neutronen

Energie > 0,1 MeV bis ca. 2 MeV,

Geschwindigkeit bis ca. 2.107 m/s

Grobeinteilung der Energiegruppen

59

4.6.1.6 Energiegruppen von NeutronenFeineinteilung der Energiegruppen

Neutronen Energiebereich Geschwindigkeit[km / s]

Subthermisch < 0,02 eV < 2,2

Thermisch 0,0252 eV 2,2

Epithermisch < 0,5 eV < 9,8

Intermediär 0,5 ev – 10 keV 9,8 - 1400

Schnell > 10 keV > 1400

Relativistisch > 5 MeV

H. Krieger; Grundlagen der Strahlungsphysik und des Strahlenschutzes; Teubner Verlag, 3. Überarb. Aufl. 2009; , S 231

4.6.1.8 Neutronentemperaturen

• kalte Neutronen

– 25 K (-248.16 °C) = 0.35 nm

• thermische Neutronen

– Energie < 10 eV

– 300 K (26,84 °C) = 0.1 nm

– Ekin ~ 2,5.10-2 eV

– v ~ 2200 m/s

• heiße Neutronen

– z.B. 2000 - 2400 K (1726.84 - 2126.84 °C) = 0.04 -0.08 nm

60

4.6.1.9 Neutronenspektrum des Reaktors SUR-100 (lin/log)

Reaktor SUR-100, Neutronenspektrum im Kern19,9% U-235: U-235: 683 g, U-238: 2734 g

Moderator: HD-PE

0,00E+00

5,00E+06

1,00E+07

1,50E+07

2,00E+07

2,50E+07

1,00E-09 1,00E-08 1,00E-07 1,00E-06 1,00E-05 1,00E-04 1,00E-03 1,00E-02 1,00E-01 1,00E+00 1,00E+01

Energie in MeV

n/c

m^

2

Thermische Neutronen

Schnelle Neutronen

Neutronenenergie in MeV

Neu

tron

enflu

ssdi

chte

in n

/cm

2.s

Quelle: Diplomarbeit Eidam

4.6.1.10 Neutronenspektrum des Reaktors SUR-100 (log/log)

Total Neutron Core Spectrum

1.0E+03

1.0E+04

1.0E+05

1.0E+06

1.0E+07

1.0E+08

1.0E-09 1.0E-07 1.0E-05 1.0E-03 1.0E-01 1.0E+01

Energy [MeV]

Flu

x [

n/s

.cm

2 ]

61

4.6.1.11 Neutronenwechselwirkungen

Wechselwirkungen zwischen Neutronenstrahlen und ihrer Umgebung :

• Streuungscattering

– Elastische Streuung (10 keV - 1 MeV) scat, el

( Neutronenmoderation) scat, inel

– Inelastische Streuung (1 MeV - 10 MeV)

• Absorptionabsorption

– Einfang ohne Spaltung ( Neutronenaktivierung) capture

– Spaltung, binär ( Kettenreaktion) fission

4.6.1.12 Wirkungsquerschnitte I

Der Wirkungsquerschnitt ist ein Maß für die Wahrscheinlichkeit des Auftretens einer

(nuklearen) Reaktion

Scheinbare Angriffsfläche eines Zielkerns für einankommendes Teilchen

Dimension: Flächeneinheiten

224101 cmbarn

62

Scheinbare Angriffsfläche eines Zielkerns für ein ankommendes Teilchenkernartabhängig

energieabhängig, temperaturabhängigreaktionsabhängig

n .

4.6.1.13 Wirkungsquerschnitte II

4.6.1.14 Spaltbare Materialien

- Strahler:

Isotop ½ Häufigkeit ther

[barn]

U-234 2,446 . 105 a 0,005 %

U-235 7,038 . 108 a 0,720 % 582

U-238 4,468 . 109 a 99,275 % < 0,0005

Pu-239 2,411 . 104 a 743

Pu-240 6,55 . 103 a 0,03

Pu-241 14,4 a 1009

Pu-242 3,763 . 105 a < 0,2

Pu-243 4,956 h 196

63

4.6.1.15 Spaltquerschnitte für Uran-235

thermische Neutronen:

E = 2.5 . 10-2 eV spalt ~ 1000 b

E~ 10-1 eV spalt ~ 250 b

schnelle Neutronen:

E> 106 eV spalt ~ 1- 2 b

U-235

thermische Spaltung

4.6.1.16 Spaltquerschnitte für Uran-238

thermische Neutronen:

E = 2.5 . 10-2 eV spalt ~ 0,0005 b

schnelle Neutronen:

E~ 2-3 . 106 eV spalt ~ 0,5 b

U-238

schnelle Spaltung

64

4.6.1.17 für U-235 und U-238

4.6.1.19 Kettenreaktion

65

4.6.1.20 Neutronenabsorber

Regelstäbe / -platten (Kernreaktorsteuerung)

Cd 113Cd (n,) 114Cd

In / AgHf

B4C , B2O3 10B (n,) 7Li

Kernschutz (Kernreaktorstörfall)Na2B10O16 .10 H2O

Biologische Abschirmung (SUR-100): H3BO4

4.6.1.22 Neutronenmoderation

Abbremsenschneller Neutronenauf thermischeGeschwindigkeit

66

4.6.1.23 Wirkungsquerschnitte III: Neutroneneinfang und -streuung

Element einf streu

H-1 0,33 38 (Gas)

H-2 0,00046 7

B-10 755 4

Gd-64 46 000 -

4.6.1.25 Neutronenaktivierung

• Neutronenaktivierungsanalyse

Zerstörungsfrei Materialanalysen

Qualitätssicherung

Aber auch: Strahlenbelastungen

67

4.6.1.26 Nukliderzeugung

thermische Neutronenaktivierung

Beispiele Mo-98 (n,) Mo-99 Te-130 (n,) Te-131

ZM

ZM

ZM

ZM

A n B

A n B

1

1

( , )

4.6.1.28 Wirkungsquerschnitte V: Thermische Neutronenaktivierung

n,th

[barn]

Fe-56 2,8

Cu-63 4,5

Cu-65 2,2

Mn-55 13,4

As-75 4,5

Mn-55

68

4.6.1.29 Neutronenaktivierung mit anschließendem -Zerfall

Masse = MOrdnungszahl = Z

+ 1+ 1

Aktivierung durch thermische n:

- Energie -Intensität

0,84660 MeV 99,001,81120 MeV 30,002,11260 MeV 15,5

4.6.1.30 Mn-55 Aktivierung

FeMnnMn h 5658,25655 ),(

69

75As (n,) 76As 76Se + + 26,3 h

- Energie - Intensität

0,55910 MeV 44,60,56280 MeV 1,600,65710 MeV 6,40

4.6.1.31 Beispiel 1

63Cu (n,) 64Cu 64Ni K / 12,8 h

- Energie - Intensität

0,00756 MeV 14,01,34576 MeV 0,48

79Br (n,) 80mBr 80Br + 4,4 h

- Energie - Intensität

0,03700 MeV 400,04890 MeV 0,3

4.6.1.32 Beispiel 3

70

197Au (n,) 198Au 198Hg + + 2,7 d

- Energie - Intensität

0,00999 MeV 1,270,07082 MeV 1,380,41180 MeV 95,53

32S (n,p) 32P 32S + 14,3 d

4.6.1.33 Beispiel 4

eeM

NHmttA ttL

'' 1),(

4.6.1.34 Spezifische Aktivität nach Probenbestrahlung

A = erzeugte Aktivität (Bq)

t = Bestrahlungszeit (s)

t' = Zerfallszeit (s)

m = Masse des Mutternuklids (g)

H = Isotopenhäufigkeit des Mutternuklids (%)

NL = Avogadro‘s Zahl (mol-1)

= Wirkungsquerschnitt (barn)

= Neutronenflussdichte (n.cm-2.s-1)

M = Atommasse des Mutternuklids (g.mol-1)

= ln2 / t1/2

71

M

NHmA

tt

L

2/1

2

11

4.6.1.35 Sättigungsaktivität bei konstantem

Bestrahlung mit thermischen Neutronen während t / t1/2

0

0,2

0,4

0,6

0,8

1

1,2

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 t / t 1/2

A

Radionuklid Häufigkeit Zerfallsart Halbwertzeit t1/2

Tritium 0,00013 % - 12,346 a Ra - 226 / 1,6 . 103 a

I - 131 - / 8,04 d Cs - 134 / 2,06 a

2,09 h U - 235 0,720 % , sf * 7,030 . 108 a U - 238 99,28 % , sf 4,468 . 109 a

4.7 Beispiele für Zerfälle

* sf bedeutet spontaneous fission = Spontanspaltung

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

72

5 Strahlenschutz

Aufenthalt

Abstand

Abschirmen

5.1 Strahlenbelastungen

kosmische Strahlungterrestrische Strahlungnatürliche Inkorporationentotale natürliche Strahlenbelastungmedizinische AnwendungenIndustrieaktivitätenTschernobylKernwaffentestsFlügeArbeitsumgebungfossile Energieerzeugungnukleare EnergieerzeugungIndustrieproduktetotale zivilisatorische StrahlenbelastungSumme

2,12

0,010,010,005

0,0010,0012,036

0,0050,002

4,136

0,002

0,30,41,4

Mean Effective Dose Rate [mSv/a]

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

73

5.1.1 Terrestrische Strahlung

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

Gebiet

DeutschlandKerala, Tamil, Nadu (Indien) Espirito Santo (Brasilien) Ramsar (Iran)

JahresmaximalwerteJahresmittelwert

66

[mSv/a] 5

55

175860

[mSv/a]0,4

4

5.1.2 Kosmische Strahlung

Hamburg München Zugspitze Großglockner

1 2 3 4 5Höhe über Meeresspiegel [km]

Dos

isle

istu

ng [m

Sv/a

]0,

5

1,

0

1,5

2

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

74

5.1.3 Natürliche Strahlenexposition

Effektive Dosisleistung [mSv/a]extern intern total

kosmisch1000 m ü.d.M 0,4 0,4

0 m ü.d.M 0,27 0,27Radionuklide 0,02 0,02

terrestrischK-40 0,18 0,17 0,35

Rb-87 0,006 0,006U-nat 0,12 1,17 1,29

Th-nat 0,14 0,08 0,22Total

0,71 1,45 1,89 2,16

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

5.1.4 Beispiele für Äquivalentdosen

7000 mSv Strahlentod LD1004000 mSv Schwere Strahlenkrankheit LD501000 mSv "Strahlenkater„250 mSv Schwellendosis (erste klinische Effekte)200 mSv/a Maximale natürliche Strahlenbelastung (Brasilien, Monazit)0,01 mSv 3 h Flug 10 km Höhe

20 mSv/a Grenzwert für berufliche Strahlenbelastung (Kategorie A)6 mSv/a Grenzwert für berufliche Strahlenbelastung (Kategorie B)

0,3 mSv/a Grenzwert für Belastung aus kerntechnischen Anlagen2,0 mSv/a Mittlere Strahlenbelastung durch medizinische

Anwendungen2,1 mSv/a Mittlere natürliche Strahlenbelastung D <3 mSv/a Zusätzliche natürliche Strahlendosis

(Beton-, Granitbauten)

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

75

5.1.5 Strahlenbelastung beim Fliegen

Effektive Dosis durch Höhenstrahlung auf ausgewählten Flugrouten Abflug Ankunft Dosisbereich* [µSv]

Frankfurt Gran Canaria 10 - 18 Frankfurt Johannesburg 18 - 30 Frankfurt New York 32 - 75 Frankfurt Rio de Janeiro 17 - 28 Frankfurt Rom 3 - 6 Frankfurt San Francisco 45 - 110 Frankfurt Singapur 28 - 50

* Die Schwankungsbreite geht hauptsächlich auf die Einflüsse von Sonnenzyklus und Flughöhe zurück.

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

5.1.6 Strahlenbelastung bei der Raumfahrt

Flug Flugdauer [h] Dosis [mSv]

Erdumkreisung APOLLO VII 260 3,6

Erdumkreisung SALJUT 6 / IV 4 200 55

Mondumkreisung APOLLO XI 147 5,7

Mondlandung APOLLO XI 195 6

Mondlandung APOLLO XIV 209 15

Quelle: Volkmer – Radiaoaktivität und Strahlenschutz

76

5.2 Körperdosen

Energiedosis E

Äquivalentdosis H = Q*E

• Wichtung durch Strahlungswichtungsfaktoren wR

Schutzgrößen, Organdosen

• Wichtung durch Qualitätsfaktor Q (bzw. Wichtungsfunktion Q(L)) H*(10), H`(0,07), Hp(10),Hp(0,07)

operative Messgrößen, Äquivalentdosen

5.2.1 Organdosis

• Produkt aus der mittleren Energiedosis in einem Organ, Gewebe oder Körperteil und dem Strahlungs-Wichtungsfaktoraus StrlSchV. Beim Vorliegen mehrerer Strahlungsarten und -energien ist die Organdosis als Summe nach genauen Vorschriftenzu ermitteln

R

RTRT DwH ,

77

5.2.2 Strahlungswichtungsfaktoren

Strahlenart Strahlenenergie Wichtungsfaktor wR

Photonen, alle Energien 1Elektronen, Myonen alle Energien 1

Protonen*, Pionen > 2 MeV 2

Alpha, schwere Kerne, Spaltprodukte 20

Neutronen energieabhängig !

*außer Rückstoßprotonen

Quelle: StrlSchV

5.2.2.1 Wichtungsfaktoren für Neutronen

Nach ICRP 103 gilt für Neutronen verschiedener Energiebereiche:

MeVEe

MeVEMeVe

MeVEe

w

nE

nE

nE

R

n

n

n

502,35,2

5010,170,5

12,185,2

6/)]04,0[ln(

6/)]2[ln(

6/)][ln(

2

2

2

zurück

78

5.2.3 Das Konzept der effektiven Dosis HE

Für den ganzen Körper ergibt sich der Wert 1

HE = effektive Dosis (HE wird in der StrlSchV mit E abgekürzt. Wegen der internationalen Konventionen wurde in diesem Kontext darauf verzichtet.);

HT = Äquivalentdosen für spezielle Körperteile beim Menschen; DT,R = Organenergiedosis;wT = Gewebe-Gewichtungsfaktoren, die das stochastische Risiko

berücksichtigen;wR = Strahlungswichtungsfaktoren, die die Strahlenart berücksichtigen

T R

R,TRTT

TTE DwwHwH

n

1TT 1w

5.2.4 Gewebewichtungsfaktoren

Organ/Gewebe Gewebe-Gewichtungsfaktor wT

Keimdrüsen 0.20Knochenmark (rot) 0,12Dickdarm 0,12Lunge 0,12Magen 0.12Blase 0,05Brust 0,05Leber 0,05Speiseröhre 0,05Schilddrüse 0,05Haut 0,01Knochenoberfläche 0,01Andere Organe u. Gewebe1,2) 0.05

79

5.2.5 Qualitätsfaktoren Q

Qualitätsfaktor Q(L) (quality factor)Faktor, der die biologische Wirksamkeit einer Strahlung auf der Grundlage der Ionisationsdichte entlang den Spuren geladener Teilchen im Gewebe kennzeichnet. Q ist definiert als eine Funktion des unbeschränkten LET (L) geladener Teilchen in Wasser:

Bei der Definition der Organdosen wurde Q durch den Strahlungs-Wichtungsfaktor ersetzt. Q wird jedoch nach wie vor für die Definition der Äquivalentdosis (Dosismessgrößen) verwendet.

Quelle: ICRP 103

5.3 Stochastisches Risiko

Organdosen & effektive Dosen mit Wichtungsfaktoren

Nicht messbare Schutzgrößen

Bildet mittleres stochastisches Risiko einer Bevölkerung ab

Gekoppelt mit Grenzwerten im StrlSch

Äquivalentdosen

Messbare „operationelle“ Größe

Bildet kein mittleres stochastisches Risiko einer Bevölkerung ab

Umgebungsäquivalentdosis

Konservativer Schätzwert für Schutzgröße „Körperdosis“

Dosis, die eine Person erhalten würde, wenn sie sich am Meßort im Strahlenfeld aufhalten würde

80

5.4 ICRU - Kugel

• kugelförmiges Phantom von 30 cm Durchmesser aus IRCU-Weichteilgewebe

• gewebeäquivalentes Material der Dichte 1g/cm3

• Zusammensetzung

– 76,2 % Sauerstoff

– 11,1 % Kohlenstoff

– 10,1 % Wasserstoff

– 2,6 % Stickstoff.

5.5 H*(10) und H*(0,07,)

Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10)

Diese entspricht am interessierenden Punkt im Strahlungsfeld der Äquivalentdosisleistung die in 10 mm Tiefe der ICRU-Kugel erzeugt würde.

Richtungs-Äquivalentdosis H*(0,07,).

Diese entspricht am interessierenden Punkt im Strahlungsfeld der Äquivalentdosisleistung die in 0,07 mm Tiefe auf einer festgelegten Richtung der ICRU-Kugel erzeugt würde

81

5.6 Hp(10) und Hp(0,07)

Der Messwert für die Tiefen-Personendosis Hp(10)liefert bei Ganzkörperexposition mit durchdringender Strahlung einen Schätzwert für die effektive Dosisund die Organdosen.

Der Messwert für die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07) liefert bei Teilkörperexposition mit Strahlung geringer Eindringtiefe einen Schätzwertfür die lokale Hautdosis.

5.7 Operative Größen

Ortsdosis PersonendosisPhantommessung Körpermessung

Äquivalentdosis

Umgebungs-ÄquivalentdosisH*(10)

Richtungs-ÄquivalentdosisH‘(0,07, )

Tiefen-personendosisHp(10)

Oberflächen-personendosisHp(0,07)

* richtungsunabhängig ‘ richtungsabhängig(10) Messung in 10 mm Tiefe (0,07) Messung in 0,07 mm Tiefe

82

5.8 Dosisbegriffe der StrlSchV nach §3

• a) Äquivalentdosis

• b) effektive Dosis

• c) Körperdosis

• d) Organdosis

• e) Ortsdosis

• g) Personendosis

5.8.1 Äquivalentdosis

• Produkt aus der Energiedosis (absorbierte Dosis) im ICRU-Weichteilgewebe und dem Qualitätsfaktor der Veröffentlichung Nr. 51 der International Commission on Radiation Units and Measurements (ICRU report 51, ICRU Publications, 7910 Woodmont Avenue, Suite 800, Bethesda, Maryland 20814, U.S.A.). Beim Vorliegen mehrerer Strahlungsarten und -energien ist die gesamte Äquivalentdosis die Summe ihrer ermittelten Einzelbeiträge;

83

5.8.2 Effektive Dosis

• Summe der gewichteten Organdosen in den in Anlage VI Teil C angegebenen Geweben oder Organen des Körpers durch äußere oder innere Strahlenexposition;

5.8.3 Körperdosis

• Sammelbegriff für Organdosis und effektive Dosis. Die Körperdosis für einen Bezugszeitraum (z.B. Kalenderjahr, Monat) ist die Summe aus der durch äußere Strahlenexposition während dieses Bezugszeitraums erhaltenen Dosis und der Folgedosis, die durch eine während dieses Bezugszeitraums stattfindende Aktivitätszufuhr bedingt ist;

84

5.8.4 Ortsdosis

• Äquivalentdosis, gemessen mit den in Anlage VI Teil A angegebenen Messgrößen an einem bestimmten Ort;

5.8.5 Ortsdosisleistung

• Ortsdosisleistung: In einem bestimmten Zeitintervall erzeugte Ortsdosis, dividiert durch die Länge des Zeitintervalls;

85

5.8.6 Personendosis

• Äquivalentdosis, gemessen mit den in Anlage VI Teil A angegebenen Messgrößen an einer für die Strahlenexposition repräsentativen Stelle der Körperoberfläche;

5.9 Personendosimeter

• Gleitschatten-Filmdosimeter

• Elektronische Dosimeter

• Phosphatglasdosimeter

86

5.10 Tragen der Personendosimeter

5.11 REM - Counter

Neutronendosismessgerät

87

Personendosimeter DMC 2000 GN

• Messung: / n

– der Tiefen-Personendosis Hp(10),

– der Tiefen-Personendosisleistung und

– der Aufenthaltsdauer in diesem Bereich.

• Anzeige von

– Dosis, Dosisleistung (falls aktiviert), Alarmen

– und, bei Störung, Meldungen zu nachgewiesenen Fehlern.

• Verwaltung von Alarmen und Voralarmen

Personendosimeter DMC 2000 GN

88

5.12 Strahlungsdetektor

Radioaktiver Zerfall, Strahlung

Ansprechvermögen

Detektor, Zählereignisse, Zählraten

Kalibrierung in Normgrößen

5.12.1 Photonendosiskonversionsfaktoren

Gamma Dose Conversion CoefficientsICRU 47, 1992a

1.000E-06

1.000E-05

1.000E-04

1.000E-02 1.000E-01 1.000E+00 1.000E+01

Energy [MeV]

[mS

v.cm

2]

89

5.12.2 Neutrondosiskonversionsfaktoren

Neutron Dose Conversion CoefficientsICRP 74

1.000E-05

1.000E-04

1.000E-03

1.000E-02

1.00E-09 1.00E-07 1.00E-05 1.00E-03 1.00E-01 1.00E+01

Energy [MeV]

[mS

v.cm

2]

5.13 Strahlenschutzbereiche

• Sperrbereich: H > 3 mSv/h

• Kontrollbereich: H > 6 mSv/a

H > 3 µSv/h

• Überwachungsbereich: H > 1 mSv/a

H > 0,5 µSv/h

90

5.13.1 Isodosisleistungslinien

Bildquelle: Forschungszentrum Karlsruhe

Übungsfragen 1

1. Wo in der Nuklidkarte findet man die stabilen Nuklide ?2. Nennen Sie die drei Isotope des Wasserstoffs ?3. Besitzen die Isotope des Wasserstoff unterschiedliche physikalische Eigenschaften? Warum ?4. Besitzen die Isotope des Kohlenstoff unterschiedliche chemische Eigenschaften ? Warum ?5. Wie ist das Anti-Photon beschaffen 6. Wie ist das Anti-Wasserstoff-Atom aufgebaut ? 7. Was versteht man unter isomeren Nukliden ? 8. Was versteht man unter Radioaktivität, was ist in diesem Zusammenhang Aktivität ?9. Welche physikalische Einheit hat die Aktivität ? 10. Was versteht man unter einer nuklearen Kettenreaktion ?11. Was ist Alpha-Strahlung ?12. Woher kommen die Elektronen bei Beta-Strahlung ?13. Was ist die physikalische Dimension für den radioaktiven Zerfall ?14. Was für Strahlendosen kennen Sie?

91

Übungsfragen 2

15. Wie ist die Einheit für die Äquivalentdosis definiert ?

16. Wie ist die Einheit für die Energiedosis definiert ?

17. In welchen Einheiten kann man Strahlungsenergie angeben ?

18. Was versteht man unter Dosisleistung

19. Wie groß ist die Dosisleistung in 2 m Abstand eines punktförmigen Cs-137 Strahlers, der eine Aktivität von 20 000 Ci aufweist ?

20. Was ist die mittle Jahresdosis in Deutschland ?

21. Wie hoch ist die tödliche Dosis ?

22. Wie groß ist die Aktivität eines Standardmenschen ?

23. Wie dick muss eine Bleischicht sein um einen Co-60 Strahler mit einer Dosisleistung von1 Sv/h auf 1 mSv/h abzuschirmen ?

24. Was versteht man unter dem Aufbaufaktor ?

25. Warum wird Gammastrahlung durch Blei besser abgeschirmt als durch Eisen ?

26. Was versteht man unter Oberflächenkontamination ?

Übungsfragen 3

27. Was versteht man unter dem Kerma ?

28. Was versteht man unter einer Äquivalentdosis

29. Welche operativen Dosisgrössen kennen Sie

30. Was ist die ICRU Kugel, wozu dient sie ?

31. Welche Einheit hat der Neutronendosiskonversionsfaktor ?

32. Welche Neutronen sind gefährlicher, langsame oder schnelle ?

33. Was versteht man unter dem Ansprechvermögen eines Strahlungsdetektors ?

34. Welche Strahlenschutzbereiche kennen Sie ?

35. Was versteht man unter einem stochastischem Risiko ?

92

Literatur

1. Grupen, K.; Grundkurs Strahlenschutz; Springer-Verlag 20082. Krieger, H. Grundlagen der Strahlungsphysik; Vieweg + Teubner Verlag 20093. Vogt – Schultz; Grundzüge des praktischen Strahlenschutzes, Hanser-Verlag

19924. Dobrinski - Krakau – Vogel; Physik für Ingenieure5. Haliday – Resnick - Walker; Physik; Viley VCH 2001, ISBN 3-527-40366-36. De Pree; Physics made simple; Broadway Books; 2004, ISBN 0-7679-1701-47. Browne; Physics for Engineering and Science; McGraw Hill, 1998, ISBN 0-07-

008498-X B. Bröcker; DTV-Atlas zur Atomphysik; DTV-Verlag, 19938. Volkmer – Kernenergie Basiswissen; Volkmer – Radiaoaktivität und

Strahlenschutz 9. Koelzer, Lexikon der Kernenergie

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