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Simulation der Ausbreitung radioaktiver Schadstoffe

Dosisberechnung

Inhalte der Vorlesung

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Ziele und Kontext von Ausbreitungsrechnungen

Ausbreitungsphänomene,Modellierung physikalischer Prozesse

Freisetzung, Zerfall

Topographie, Geländemodelle, Koordinatensysteme

Windfeldmodelle

Transportmodelle

Dosisberechnung, chemische Prozesse in der Atmosphäre

Simulationssysteme

Softwareparadigmen / Frameworks

Werkzeuge zur Modellierung (UML)

Architektur von ABR_V2.0

Modelle in der ABR_V2.0

Benchmarks / Validierung

Artikel in der Stuttgarter Zeitung

Name Universität Stuttgart - 1XX-123 – Modulthema - 11. Apr 2023

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0,3 – 0,4 Microsievert pro Stunde

Fragen und Rückschlüsse

• Was wurde gemessen?• Wie sind die Messwerte einzuordnen?• Sind gesundheitliche Schäden zu erwarten?


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Wie sind die Messwerte einzuordnen?

• Berechnete Jahresdosis:

W. Scheuermann Universität Stuttgart - Ziel und Rahmenbedingungen - 11. Apr 2023

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8h: 0,8 – 1,2 mSv

24h: 2,6 – 3,5 mSv

Was wurde gemessen?

• Dosis– Allgemeine oder physikalische Dosisbegriffe

» Messbar– Dosisbegriffe für den Strahlenschutz

» Nicht direkt messbar» Ableitbar aus den allgemeinen Dosisbegriffen» Neben dem reinen Energieübertrag durch die Strahlung

wird noch die Reaktion des biologischen Gewebes bei der Dosisbestimmung berücksichtigt


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Physikalische Dosisbegriffe

• Energiedosis– Ist die pro Masseneinheit auf ein Material

übertragene Energie– Energiedosis ist für jedes Material definiert


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Quelle: Dosimetrie ionisierender Strahlung, Prof.Dr.rer.nat K.-H.Folkerts

𝒅𝒎=𝝆∗𝒅𝑽

𝜺=𝑹𝒊𝒏−𝑹𝒆𝒙+∑𝑸𝑫=

𝒅𝜺𝒅𝒎

=𝟏𝝆∗𝜺𝒅𝑽

[𝑫 ]= 𝑱𝒌𝒈

=𝟏𝑮𝒚

Mit: Dichte des Materials Volumen Masse durch Ionisierung übertragene Energie Summe der eintretenden Energien Summe der austretenden Energien Reaktions- und Umwandlungsenergien mittlere übertragene Energie


• Energiedosisleistung– Energiedosis pro Zeiteinheit


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�̇�=𝒅𝑫𝒅𝒕

• Bei einer zeitabhängigen Energiedosisleistung gilt:

𝑫=∫𝟎

𝒕𝒆𝒙𝒑

�̇� (𝒕 )∗𝒅𝒕

Mit Expositionsdauer


• KERMA (Kinetic Energy Released in Matter)– Die unmittelbar auf die Sekundärteilchen übertragene Energie– Ist wie die Energiedosis für jedes Material definiert


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𝑲=𝒅 𝑬 𝒕𝒓

𝒅𝒎=𝟏𝝆∗𝒅 𝑬𝒕𝒓

𝒅𝑽[𝑲 ]= 𝑱

𝒌𝒈=𝑮𝒚

Mit Summe der Anfangswerte der kinetischen Energie aller geladenen Teilchen, die von indirekt ionisierender Strahlung aus dem Material freigesetzt wurde

• Grundsätzlich gilt:• Wird die Teilchenenergie vollständig im

Volumenelement vollständig absorbiert ist:

𝑫 ≤𝑲

𝑫=𝑲


• Ionendosis und –leistung– Durch Wechselwirkung der

Strahlung mit Luft werden Ionenpaare und damit elektr. Ladungsträger gebildet.

– Die so erzeugte Ladung ist ein Maß für den Energieübertrag durch ionisierende Strahlung


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𝑱=𝒅𝑸𝒅𝒎𝒂

=𝟏𝝆𝒂

∗𝒅𝑸𝒅𝑽 𝒂

[ 𝑱 ]= 𝑪𝒌𝒈

Mit: Ionendosis Betrag der elektrischen Ladung der Ionen Masse der Luft Volumen der Luft


• Messung der Ionendosisleitung in der Ionisationskammer


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�̇�=𝑰𝒌𝒎𝒂

=𝑰𝒌

𝝆𝒂∗𝑽 𝒌

Mit: Ionendosisleistung Strom in der Ionisationskammer Masse der Luft in der Kammer Dichte der Luft Volumen der Ionisationskammer


• Zusammenhang zwischen Ionendosis und Energiedosis (in Luft)


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𝑫𝒂=𝒅𝜺𝒅𝒎𝒂

≈𝑬 𝒕𝒓

𝒎𝒂=𝑵 𝒊𝒐𝒏∗𝒘𝒎𝒂

= 𝑸∗𝒘𝒆∗𝒎𝒂

=𝒘𝒆∗𝑰𝒌∗∆ 𝒕𝒎𝒂

Mit: Energiedosis in Luft Übertragene Energie Zahl der erzeugten Ionen eines Vorzeichens w-Werte der Luft (~34 eV) Elementarladung (1,6E-19 C)

𝑫𝒂=𝟏 ,𝟔∗𝟏𝟎−𝟏𝟗∗

𝒘𝒆∗ ˙𝑱 ∗∆ 𝒕

𝑫𝑮𝒆𝒘𝒆𝒃𝒆= 𝒇 𝑮𝑳∗𝑫𝒂

• Bestimmung der Energiedosis für andere Stoffe

Mit: dem Gewebe-Luftfaktor


• Lineare Energieübertragungsvermögen LET– Zur Beschreibung der lokalen Abgabe von Energie durch

ionisierende Strahlung wurde das lineare Energie-übertragungsvermögen definiert

– LET: linear energy transfer– Definition:

» Der lineare Energietransfer LET geladener Teilchen in einem Medium ist der Quotient aus dem mittleren Energieverlust dE, den das Teilchen durch Stöße erleidet, bei denen der Energieverlust kleiner ist als eine vorgegebene Energie Δ und dem dabei zurückgelegten Weg ds

– Der LET ändert sich mit der Teilchenenergie– Faustregel:

» Ionisierende Strahlung ist strahlenbiologisch um so wirksamer, je größer der LET ist


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Dosisbegriffe für den Strahlenschutz

• Strahlenbiologische Experimente zeigen – Unterschiedliche Strahlenarten, sowie

unterschiedliche Bedingungen bei der Exposition führen trotz gleicher Energiedosen zu unterschiedlichen biologischen Wirkungen

• Damit Strahlenexpositionen, die unter verschiedenen Bedingungen erhalten wurden bzgl. des damit verbundenen Risikos miteinander vergleichbar gemacht werden können, hat man „gewichtete“ Dosisgrößen eingeführt– ICRP –Empfehlung von 1990 (ICRP: International Comittee on

Radiological Protection)– Übernahme in deutsche Strahlenschutzgesetzgebung in

Strl.Sch.V von Aug 2001 sowie RöV von 2003


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• Hauptziel des Strahlenschutzes– Schutz des Menschen vor den schädlichen Einflüssen

ionisierender Strahlung

• Wesentlich für die Durchführung– Kenntnis des Zusammenhanges zwischen

Strahleneinwirkung auf den Menschen und dem daraus resultierenden Risiko

– Dosis-Wirkungsbeziehung


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• Wechselwirkung von Strahlung mit biologischen Strukturen– Ionisation durch direkte Wechselwirkung der Strahlung mit

der biologischen Struktur (direkte Strahlenwirkung)– Durch indirekte Wechselwirkung über die von der Strahlung

erzeugten freien Radikale (Radikalreaktionen) (indirekte Strahlenwirkung)

– Hervorrufen von Zellschäden, insbesondere der DNA– Wirkung abhängig von

» Dosis» Zeit» Organ» Milieu


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Dosis in Gy Symptome Bemerkung

0 – 0,25 keine keine nachweisbaren Effekte

0,25 – 1 meist keine, Appetitlosigkeit Schädigungen des Knochenmarks,Abnahme der roten und weißen Blutkörperchen, Schäden an Lymphknoten und Milz

1,0 – 3,0 Leichte bis schwere Infekte, Appetitlosigkeit

Schädigung des blutbildenden Systems schwerer, Erholung möglich

3,0 – 6,0 Ernste Erkrankungen, Infekte, Durchfall, Haarausfall, zeitweise Sterilität

Tödlicher Ausgang in 50% der Fällezwischen 4 - 5 Gy

> 6,0 Obige Symptome plus Schädigung des ZNS

ohne Behandlung tödlicher Ausgang

Zusammenhang zwischen Dosis und auftretenden Schäden


• Deterministische Effekte– Nicht kompensierbare Schädigung einer Vielzahl von Zellen– Für das Auftreten dieser Schäden existiert ein sogenannter

Dosisschwellenwert Ds» Geringste Schwellenwerte, bei hoher Dosisleistung

• Ds ~ 0,2 bis 0,5 Gy– Die Grenzwerte sind so gewählt, dass deterministische

Effekte mit Sicherheit ausgeschlossen werden


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Gewebeart und Effekt Gesamtenergiedosis auseiner einzelnen Expositionin Gy

Jährliche Dosisleistung,wenn die Exposition übermehrere Jahre erfolgt.Gy/y

Hodenzeitweise Sterilitätdauernde Sterilität

0,153,6 – 6,0

0,42,0

EierstöckeSterilität 2,5 – 6,0 >0,2

AugenlinseNachweis. TrübungenKatarakt

0,5 – 2,05,0

>0,1>0,15

KnochenmarkUnterdrückung der Blutzellbildung

0,5 >0,4

Hautrötung (Erythem) 3,0 – 5,0

Dosisschwellenwerte für deterministische Schäden


• Stochastische Schäden– Stochastische Effekte sind solche, die aus

strahleninduzierten Veränderungen in normalen Zellen resultieren

– Änderungen in den Körperzellen (Krebs)– Änderungen in den Keimzellen (Erbschäden)– Für das Auftreten von stochastischen Schäden gibt es keine

Dosisschwellenwerte– Wichtig: Es ist nicht mehr die Schwere des Schadens

dosisabhängig, sondern die Eintrittswahrscheinlichkeit– Um das Strahlenrisiko bezüglich stochastischer Schäden

abschätzen zu können, ist es notwendig, den Zusammenhang zwischen Eintrittswahrscheinlichkeit und Dosis zu kennen


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𝑹 (𝑫 )=𝜶∗𝑫+𝜷∗𝑫𝟐

Mit: Risikowert Dosis

Für das Mortalitätsrisiko im praktischen Strahlenschutz geht man von folgender linearen Beziehung aus:

𝑹 (𝑫 )=𝑹𝟎∗𝑫

Mit: Risikofaktor

• Dosis-Risiko-Beziehung


• Konzept der Dosisgrößen im Strahlenschutz– Körperdosisgrößen

» Dienen zum Festlegen von Grenzwerten– Dosis-Messgrößen

» Schätzwerte für die i.a. nicht messbaren Körperdosisgrößen


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• Körperdosisgrößen– Die Energiedosis D bildet die Basis für die Abschätzung

möglicher Schäden aufgrund der Einwirkung ionisierender Strahlung auf den Menschen

– Im praktischen Strahlenschutz interessiert dabei i.a. nur das Risiko sogenannter stochastischer Effekte

– Definition der Organäquivalentdosis:


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𝑯𝑻=∑𝑹𝒘𝑹∗𝑫𝑻 ,𝑹[𝑯𝑻 ]=

𝑱𝒌𝒈

=𝑺𝒗

Mit: Organäquivalentdosis (Organdosis) Strahlungsart Strahlenwichtungsfaktor mittlere Energiedosis in einem Organ T


• Strahlenwichtungsfaktor– Der Zahlenwert der Faktoren für eine Strahlenart und Energie

der Strahlung wurde so gewählt, dass er repräsentativ bzgl. der biologischen Wirksamkeit bei der Induzierung stochastischer Effekte bei niedrigen Dosen ist

Strahlenwichungsfaktoren nach Strl.Sch.V. 2001


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• Effektive Dosis– Ist die Summe der einzelnen Organdosen, multipliziert mit

einem organspezifischen Wichtungsfaktor– Der Wichtungsfaktor beschreibt die Strahlenempfindlichkeit

des jeweiligen Organs– Eine derartige, auf den ganzen Körper bezogene Größe kann

in Beziehung zum Strahlenrisiko gesetzt werden und ist deshalb eine geeignete Größe zur Angabe von Grenzwerten bei Strahlenexpositionen


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𝑬=∑𝑻𝒘𝑻∗𝑯𝑻=∑

𝑻𝒘𝑻∗∑

𝑹𝒘𝑹∗𝑫𝑻 , 𝑹 [𝑬 ]= 𝑱

𝒌𝒈=𝑺𝒗

Mit den Gewebe-Wichtungsfaktoren

Anwendungsbereich:

• Gewebewichtungsfaktoren


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• Die Begriffe der Organäquivalentdosis und der Effektiven Dosis beziehen sich nur auf die Abschätzung des stochastischen Risikos (Tumorinzidenz, genetische Schäden) bei niedrigen Dosen.

• Bei hohen Strahlendosen oder bei der Abschätzung deterministischer Strahlenschäden ist der Begriff der Organäquivalentdosis, bzw. der Effektive Dosis nicht definiert und daher nicht sinnvoll anwendbar.


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• Dosis-Messgrößen– Ortsdosis

» Die Ortsdosis ist die Äquivalentdosis in Weichteilgewebe gemessen an einem bestimmten Ort.

» Die Ortsdosis liefert einen Schätzwert für die effektive Dosis, die eine Person erhielte, wenn sie sich an diesem Ort aufhalten würde.

» Messungen der Ortsdosis dienen dem präventiven Strahlenschutz.

» Ortsdosismessungen liefern Daten zur Einrichtung von Strahlenschutzbereichen (Sperr- und Kontrollbereiche)


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• Dosis-Messgrößen– Personendosis

» Die Personendosis ist die Äquivalentdosis in Weichteilgewebe gemessen an einer für die Strahlenexposition repräsentativen Stelle der Körperoberfläche

» Die Personendosis ist ein individuelles Maß für die Exposition einer einzelnen Person durch externe Strahlung und wird in der Regel durch ein Dosimeter (Personendosimeter) gemessen


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• Orts- und Personendosis bedürfen als Messgrößen einer physikalisch eindeutigen Definition.


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𝑯=𝑸∗𝑫

𝑸= 𝟏𝑫∗∫

𝑳

❑

𝑸 (𝑳)∗𝑫𝑳∗𝒅𝑳

Mit: Äquivalentdosis Qualitätsfaktor Abhängigkeit von Q vom LET


• Die Ortsdosis-Messgrößen sind für alle Strahlenarten in Zusammenhang mit einem Phantom definiert

• ICRU-Kugelphantom oder ICRU-Kugel– Durchmesser 30 cm– Dichte 1 g/cm3– Aus gewebeäquivalentem Plastik

» 76,2% Sauerstoff» 11,1% Kohlenstoff» 10,1% Wasserstoff» 2,6% Stickstoff


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ICRU: International Commission on Radiological Units and Measurements


• Ortsdosis-Messgröße für durchdringende Strahlung– Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) am interessierenden Punkt

im tatsächlichen Strahlungsfeld» Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten und

aufgeweiteten Strahlungsfeld in 10mm Tiefe in der ICRU-Kugel auf dem der Strahleneinfallsrichtung entgegengesetzten Radiusvektor erzeugt würde

» H*(10) erhält man einen konservativen Schätzwert für die effektive Dosis

• Ortsdosis-Messgröße für Strahlung geringer Eindringtiefe– Richtungs-Äquivalentdosis H`(0.07,Ω) am interessierenden

Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld» Äquivalentdosis, die im zugehörigen aufgeweiteten

Strahlungsfeld in 0.07mm Tiefe auf einem in festgelegter Richtung Ω orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde


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• Personendosis-Messgröße für durchdringende Strahlung– Tiefen-Personendosis Hp(10)

» Äquivalentdosis in 10mm Tiefe im Körper an der Tragestelle des Personendosimeters

• Personendosis-Messgröße für Strahlung geringer Eindringtiefe– Oberflächen-Personendosis Hp(0.07)

» Äquivalentdosis in 0.07mm Tiefe im Körper an der Tragestelle des Personendosimeters


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Übersicht der Dosismessgrößen im Strahlenschutz nach Strl.Sch.V 2001

Externe Strahlung

Limitierende Körperdosis

Messgröße Ortsdosis

Messgröße Personendosis

Durchdringende Strahlung

Effektive Dosis E H*(10) Hp(10)

Strahlung geringer Eindringtiefe

Hautdosis H`(0.07,Ω) Hp(0.07)

Augenlinse H`(3,Ω) Hp(3)

Praktische Umsetzung

• Strahlenschutzverordnung• Allgemeine Verwaltungsvorschrift zu §45 der

Strahlenschutzverordnung– Ermittlung der Strahlenexposition durch Ableitung

radioaktiver Stoffe aus kerntechnischen Anlagen

– Ausführungsbestimmungen zur Dosisberechnung

• Leitfaden für den Fachberater Strahlenschutz


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Strahlenschutzverordnung

• Regelt den Umgang mit radioaktiven Stoffen• Ausführungsbestimmungen, spez. Dosisberechnung

durch die Allgemeine Verwaltungsvorschrift AVV


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Strahlenexposition

• Ziel dieser Allgemeinen Verwaltungsvorschrift ist es, die Modelle und Parameter zur Berechnung der Strahlenexposition so festzulegen, dass bei deren Anwendung die zu erwartende Strahlenexposition des Menschen nicht unterschätzt wird.

• Die Strahlenexposition ist für Referenzperson in den Altersgruppen (Anlage VII Teil B Tabelle 1 StrlSchV) an den ungünstigsten Einwirkungsstellen zu ermitteln.


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Strahlenexposition

• Für die Referenzperson sind die effektive Dosis und die Organdosen im Kalenderjahr (Jahresdosis) zu berechnen.

• Die Jahresdosis ist als Summe der Dosen durch äußere und innere Strahlenexposition aufgrund radioaktiver Ableitungen mit der Abluft oder dem Abwasser unter Berücksichtigung der Beiträge nach § 47 Abs. 5 StrlSchV zu berechnen.


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Strahlenexposition

• Expositionspfade– Äußere Strahlenexposition

» Exposition durch Betastrahlung innerhalb der Abluftfahne (Betasubmersion)

» Exposition durch Gammastrahlung aus der Abluftfahne (Gammasubmersion)

» Exposition durch Gammastrahlung der am Boden abgelagerten radioaktiven Stoffe (Bodenstrahlung)


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– Innere Strahlenexposition» Exposition durch Aufnahme radioaktiver Stoffe mit der

Atemluft (Inhalation)» Exposition durch Aufnahme radioaktiver Stoffe mit der

Nahrung (Ingestion)• Luft – Pflanze• Luft – Futterpflanze – Kuh – Milch• Luft – Futterpflanze – Tier - Fleisch


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Strahlenexposition

• Berechnung der äußeren Strahlenexposition


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𝑯𝑻 ,𝒂 ,𝒓=𝑯𝑻 ,𝜷 ,𝒓+𝑯𝑻 ,𝜸 ,𝒓+𝑯𝑻 ,𝒃 , 𝒓

Mit: Jahresdosis im Organ oder Gewebe T durch äußere

Strahlenexposition über den Abluftpfad durch das Radionuklid r in Sv

Jahresdosis in 0,07 mm Hauttiefe durch Betasubmersion durch das Radionuklid r in Sv, für alle anderen Organe ist = 0 zu setzen Jahresdosis im Organ oder Gewebe T durch Gammasubmersion durch das Radionuklid r in Sv Jahresdosis im Organ oder Gewebe T durch Bodenstrahlung bei der Ableitung radioaktiver Stoffe mit Luft durch das Radionuklid r in Sv

𝑯 𝒕 ,𝒂=∑𝒓

𝑯𝑻 ,𝒂 , 𝒓• Jahresdosis:

Betasubmersion

• Strahlenexposition durch Betastrahlung innerhalb der Abluftfahne


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𝑯𝑻 ,𝜷 , 𝒓=𝑨𝒓∗ χ𝑮∗𝒈𝜷, 𝒓 ,𝑻

Mit: Jahresdosis durch Betasubmersion Jährliche Ableitungsmenge des Radionuklids r in [Bq] Langzeitausbreitungsfaktor für das gesamte Jahr am betrachteten Ort in [s · m-3] Dosisleistungskoeffizient für die Haut in 0,07 mm Tiefe durch

Betasubmersion des Radionuklids r in [Sv · m3 · Bq-1 · s-1]für alle anderen Organe ist zu setzen

Bilden sich während des Transports in der Atmosphäre Tochternuklide, so ist bei der Berechnung der Dosis der Dosisleistungskoeffizient des primären Radionuklides mit Berücksichtigung der Tochternuklide anzuwenden.

Gammasubmersion

• Strahlenexposition durch Gammastrahlung aus der Abluftfahne– Bei der Berechnung der Strahlenexposition durch

Gammastrahlen sind wegen der großen Reichweite der Gamma-Quanten die Beiträge aus der gesamten Abluftfahne zu berücksichtigen

– Der Dosisberechnung sind zwei Energiegruppen, unterhalb und oberhalb von 0,2 MeV, zugrunde zu legen.

– Es ist zulässig, die Ausbreitungsfaktoren für die Gamma-Energien unter 0,2 MeV durch den Ausbreitungsfaktor für 0,1 MeV und für die höheren Gamma-Energien durch den Ausbreitungsfaktor für 1 MeV zu beschreiben

– Bilden sich während des Transports in der Atmosphäre Tochternuklide, so ist bei der Berechnung der Dosis der Dosisleistungskoeffizient des primären Radionuklids mit Berücksichtigung der Tochternuklide anzuwenden


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Gammasubmersion


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𝑯𝑻 ,𝜸 ,𝒓=𝑨𝒓∗𝒈𝜸 , 𝒓 , 𝒕∗ ( 𝒇 𝒓∗ χ𝜸𝟏𝑮∗𝒄𝑮𝒆𝒐 ,𝜸𝟏+ (𝟏− 𝒇 𝒓 )∗ χ𝜸𝟐𝑮∗𝒄𝑮𝒆𝒐 ,𝜸 𝟐)

Mit: Jahresdosis durch Gammastrahlung Aktivität des Radionuklids Dosisleistungskoeffizient für das Organ oder Gewebe T durch Gammasubmersion des Radionuklids r Anteil des Gamma-Energieemissionsspektrums des Radionuklids r

oberhalb der Energie 0,2 MeV Langzeitausbreitungsfaktor für das gesamte Jahr für Gammasubmersion für die Energiegruppe 1 bei Gamma- Energien von 1 MeV Langzeitausbreitungsfaktor für das gesamte Jahr für Gammasubmersion für die Energiegruppe 2 bei Gamma- Energien von 0,1 MeV Korrekturfaktor zur Berücksichtigung der Körpergeometrie der

Referenzperson bei Gammasubmersion für die Energiegruppe 1 bei Gamma-Energien von 1 MeV

Korrekturfaktor zur Berücksichtigung der Körpergeometrie derReferenzperson bei Gammasubmersion für die Energiegruppe 2 beiGamma-Energien von 0,1 MeV

Gammasubmersion


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𝒇 𝒓=∑

𝑬 𝒊>𝟎 ,𝟐𝑴𝒆𝑽

𝒀 𝒊∗𝑬 𝒊

∑𝒊

𝒀 𝒊∗𝑬𝒊

Mit: pro Zerfall emittierte Gamma-Quanten der Energie Gamma-Energie in MeV

• Der Anteil des Gamma-Energieemissionsspektrums des Radionuklids r oberhalb der Energie 0,2 MeV berechnet sich wie folgt:

Gammasubmersion

• Folgende Vereinfachung für die Ausbreitungsfaktoren für Gammasubmersion ist zulässig:


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χ 𝜸𝟐𝑮=𝟐∗ χ 𝜸𝟏

𝑮

• Damit gilt für die Jahresdosis:

𝑯𝑻 ,𝜸 ,𝒓=𝑨𝒓∗𝒈𝜸 , 𝒓 , 𝒕∗ χ𝜸 𝟏𝑮∗ ( 𝒇 𝒓∗𝒄𝑮𝒆𝒐 ,𝜸 𝟏+𝟐∗ (𝟏− 𝒇 𝒓 )∗𝒄𝑮𝒆𝒐 ,𝜸𝟐 )

Ausbreitungsfaktoren

• Langzeitausbreitungsfaktor für Gammasubmersion– konstanter Daueremission für die Energie 1 MeV– ist als Summe der Beiträge in der jeweiligen

Ausbreitungsrichtung (Sektor i) und der Beiträge zu berechnen, die von den in den übrigen Sektoren vorhandenen Aktivitätskonzentrationen herrühren


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• Langzeitausbreitungsfaktor



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• Vereinfachte Ermittlung des Langzeitausbreitungsfaktor- Bezogen auf den 300 Sektor- Abhängig von der effektiven Quellhöhe



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• Kurzzeitausbreitungsfaktor- Für Gammaenergie von 1 MeV- Diffusionskategorie j

Mit:



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• Kurzzeitausbreitungsfaktor



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• Vereinfachte Ermittlung des Kurzzeitausbreitungsfaktors für Gammasubmersion anhand von Diagrammen- Verschiedene Emissionshöhen- Diffusionskategorien A bis F- Photonenenergie von 1 MeV- Windgeschwindigkeit von 1m/s

Bodenstrahlung

• Strahlenexposition durch Gammastrahlung der am Boden abgelagerten radioaktiven Stoffe– Gammastrahlen, die von am Boden abgelagerten

Radionukliden ausgesandt werden, können aus einem Umkreis von bis zu einigen hundert Metern zur äußeren Strahlenexposition beitragen

– In diesem Umkreis ist von der gleichen abgelagerten Aktivität wie am betrachteten Ort auszugehen

– Bilden sich während der Betriebsphase der Anlage nach der Ablagerung radioaktiver Stoffe auf dem Boden Tochternuklide, so ist bei der Berechnung der Dosis der Dosisleistungskoeffizient des primären Radionuklids mit Berücksichtigung der Tochternuklide anzuwenden


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Bodenstrahlung


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𝑯𝑻 ,𝒃 ,𝒓=𝑨𝒓∗ (𝑭 𝒓𝑮+𝑾 𝒓

𝑮)∗𝑲 𝒃 ,𝒓∗𝒈𝒃, 𝒓 ,𝑻∗𝒃∗ ( 𝒇 𝒓∗𝒄𝑮𝒆𝒐 ,𝒃𝟏+(𝟏− 𝒇 𝒓 )∗𝒄𝑮𝒆𝒐 ,𝒃𝟐 )

Mit: Langzeitfalloutfaktor für das gesamte Jahr Langzeitwashoutfaktor für das gesamte Jahr Effektive Ablagerungszeit für das Radionuklid r Dosisleistungskoeffizient für das Organ oder Gewebe T durch

Bodenstrahlung des Radionuklids r Korrekturfaktor zur Berücksichtigung der Bodenrauhigkeit und des

Eindringens in tiefere Bodenschichten, es ist b = 0 5 , zu setzen Anteil des Gamma-Energieemissionsspektrums des Radionuklids r oberhalb der Energie 0,2 MeV Korrekturfaktor zur Berücksichtigung der Körpergeometrie der

Referenzperson bei Bodenstrahlung für die Energiegruppe 1 beiGamma-Energien von 1 MeV

Korrekturfaktor zur Berücksichtigung der Körpergeometrie derReferenzperson bei Bodenstrahlung für die Energiegruppe 2 beiGamma-Energien von 0,1 MeV

Bodenstrahlung

• Für die effektive Ablagerungszeit gilt:


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𝑲 𝒃 ,𝒓=(𝟏−𝒆𝒙𝒑 (−λ𝒓 ∗𝒕 𝒃) ) / λ𝒓

Mit: Physikalische Zerfallskonstante des Radionuklids r Zeitraum, innerhalb dessen das Radionuklid r auf dem Boden

abgelagert wird


• Langzeitausbreitungsfaktor– Bei Emission mit konstanter Quellstärke ergibt sich im Sektor i

die Konzentrationsverteilung durch Summierung der Beiträge aus den 6 Diffusionskategorien j und den M Windgeschwindigkeitsstufen m. Die Variation der Windrichtung innerhalb des Sektors wird durch eine azimutale Mittelung der Konzentrationsbeiträge berücksichtigt

– Aufgrund der unterschiedlichen Wetterlagen ist zwischen Sommerhalbjahr, bzw. dem gesamten Jahr zu unterscheiden

» Bei der Konzentrationsverteilung b:


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𝑪𝒊τ(𝒙)

Index für das gesamte Jahr Index für das Sommerhalbjahr (1.Mai bis 31. Oktober)


• Langzeitausbreitungsfaktor


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Mit: Langzeitausbreitungsfaktor Konzentrationsverteilung Quellstärke Anzahl der Sektoren (Es wird empfohlen, N = 12 zu verwenden) Effektive Emissionshöhe Häufigkeit, mit der der Wind bei der Diffusionskategorie j und der

Windgeschwindigkeit aus der Stufe m in den Sektor i im gesamten Jahr, bzw. Sommerhalbjahr

Anzahl der Windgeschwindigkeitsstufen Windgeschwindigkeit in effektiver Emissionshöhe für die Stufe m und

die Diffusionskategorie j


• Langzeitausbreitungsfaktor– Eine vereinfachte Berechnung des Langzeitausbreitungs-

faktors in den einzelnen Sektoren ist zulässig» auf der Grundlage der Häufigkeiten in den einzelnen

Sektoren» Wenn die Berechnung in den 12 Windrichtungssektoren

nicht möglich ist


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χ 𝒊τ=𝒑𝒊

τ∗ χ τ

χ𝑺=𝟐∗ χ𝑮

Wobei für das Sommerhalbjahr gilt:



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• Langzeitausbreitungsfaktor - für verschiedene effektive

Emissionshöhen- Windrichtungshäufigkeit

100 % im 300-Sektor, von 1969 – 1986


• Kurzzeitausbreitungsfaktoren– Bei kurzzeitiger Emission ist die Annahme konstanter

meteorologischer Bedingungen zulässig– Die bodennahe (z = 0) Konzentrationsverteilung im Lee der

Quelle ist wie folgt zu berechnen:


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Ungleichmäßige Emission

• Langzeitausbreitungsfaktoren– Zufällig verteilte Emissionen

» Emittierte Aktivitätsmenge nicht größer als 1/100 der gleichmäßig über das Jahr verteilt angenommenen Jahresemission

» Emissionen nicht systematisch sondern annähernd gleichmäßig über alle Tageszeiten verteilt

» In einem beliebigen Zeitraum eines halben Jahres wird die Hälfte der angenommenen Jahresemission nicht überschritten


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• Langzeitausbreitungsfaktoren– Periodische Emissionen

» Die pro Tag (24h) emittierte Aktivität ist nicht größer als 1/100 der gleichmäßig über das Jahr verteilten Jahresemission

» In einem beliebigen Zeitraum eines halben Jahres wird die Hälfte der Jahresemission nicht überschritten


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• Treffen die zuvor genannten Kriterien nicht zu, sind Kurzzeitausbreitungsfaktoren zu verwenden

• Kurzzeitausbreitungsfaktoren– Einstündige Emissionen

» Berechnung der Jahresdosis mit Kurzzeitausbreitungsfaktoren

– Emissionen mit mehr als 3 Stunden Dauer» Berechnung der Jahresdosis mit

Kurzzeitausbreitungsfaktoren und dem Faktor f


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f=5/10 f=4/10 f=3/10

Inhalation

• Strahlenexposition durch Aufnahme radioaktiver Stoffe mit der Atemluft– Tochternuklide, die während der Transportzeit von der Quelle

bis zum Aufenthaltsort der Referenzperson gebildet werden, können bei der Berechnung der Jahresdosen durch Inhalation unberücksichtigt bleiben


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𝑯𝑻 ,𝒉 ,𝒓=𝑨𝒓∗ χ𝑮∗ �̇� ∗𝒈𝒉 ,𝒓 ,𝑻

Mit: Langzeitausbreitungsfaktor Atemrate Dosiskoeffizient für das Organ oder Gewebe T durch Inhalation des Radionuklids r

Inhalation

• Atemraten– Altersabhängig


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Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung

• Dosierungsschema zur Einnahme von Iodtabletten


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Diese Dosierung gilt nur für die 65 mg-Kaliumiodidtabletten aus der Notfallbevorratung



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• Schutzfaktoren

a) Ohne Berücksichtigung einer möglichen Kontamination b) Abschätzung basiert auf einer homogen Konzentrationsverteilungc) Schutzfaktoren < 1 ergeben sich aufgrund einer erhöhten Ablagerung auf Bäumen

Eingreifrichtwerte


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