Dosimetrie und Strahlenschutz

Um Menschen und Natur vor der Einwirkung schädlicher radioaktiver Strahlung zu schützen, existiert eine Strahlenschutzverordnung in Deutschland. Diese hat den Zweck den Umgang und die Nutzung von Radioaktivität zu regeln. Das Bundesamt für Strahlenschutz betreibt ca. 1800 betriebsbereite Messstellen zur Erfassung der Gamma-Ortsdosisleistung. Die Karte mit Zugang zu allen Messstellen ist unter folgendem Link erreichbar:

 

ODL

Radioaktivitätsmessnetz des Bundesamtes für Strahlenschutz

Strahlenschutzverordnung der Bundesrepublik Deutschland

 

Aufgrund der nicht ganz trivialen Zusammenhänge im Bezug auf die Messung radioaktiver Grössen sollen die Zusammenhänge geklärt werden, die bei der Erfassung von radioaktiven Umgebungsstrahlung eine Rolle spielen. In der Hoffnung, dass es dem ein oder anderen weiterhelfen könnte will ich im Folgenden die messtechnischen Grundlagen besprechen, die dem verwendeten Messgerät zu Grunde liegen.

Für Anregungen und Kommentare bitte ich jeden kompetenten Leser um Anregung und Korrektur. Bewusst wird jedoch auf mathematische Feinheiten wie die Berücksichtigung von Differential- und Infinitesimalrechnung verzichtet und nur wenige Formeln verwendet. Die Beschreibung ist eher als Prosa zu verstehen.

Die besprochenen Grundlagen basieren auf der gültigen deutschsprachigen Norm DIN 6814-3: „Begriffe in der radiologischen Technik, Teil 3: Dosisgrößen und Dosiseinheiten“ in der Fassung vom Januar 2001.

 

Messgrößen und Einheiten des Strahlenschutz

Beispiel aus dem Strahlenschutz: Strahlenschutzverordnung, Paragraph 46, Absatz 2

„Unbeschadet des Absatzes 1 beträgt der Grenzwert der Organdosis für die Augenlinse 15 Millisievert im Kalenderjahr und der Grenzwert der Organdosis für die Haut 50 Millisievert im Kalenderjahr“

Hierbei könnte man sich zum Beispiel folgende Fragen stellen:

  • Was ist eine Organdosis?
  • Was ist ein „Millisieviert“?
  • Wie misst man die radioaktive Belastung einer Augenlinse

Wie immer auf dieser Welt geht in erster Linie um Energie. Die auf ein gegebenes Material übertragene Energie E ist anzunehmen als die Summe von drei Beiträgen: Die Energien Ein welche eintretende ionsierende Teilchen in das Material eintragen, vermehrt um die Summe der Reaktions- und Umwandlungsenergien Ereaction der im Volumen stattfindenden nuklearen Prozesse, jedoch vermindert um die Energie Eout der Teile welche aus dem Material austreten

E = Ein+ Ereaction– Eout

Die mittlere Energie, die durch ionsierende Strahlung auf die bestrahlte Masse übertragen wird, wird als Energiedosis D bezeichnet. Die Einheit der Energiedosis ist das „Gray“, [D] = 1Gy = 1J/kg.

D = E/m

Wie aus der altbekannten Physik unter Umständen noch in Erinnerung ist wird der Begriff Leistung definiert als Quotient von aufgewendeter Energie pro Zeiteinheit. Entsprechend findet man auch den Begriff Energiedosisleistung hier wieder als Quotient von Energiedosis pro Zeiteinheit. Einheit: [D‘] = 1Gy/s

D’=D/t

Dosisbegriffe im Strahlenschutz

Die messtechnische Herausforderung die sich nun stellt ist folgende: Wie messe ich die radioaktive Belastung einer Augenlinse ohne das Augenlicht des Besitzers beeinträchtigen?

Im Strahlenschutz existieren zwei Kategorien von Dosisbegriffen: Die Orts- und Personendosis und die Körper- bwz. Organdosis. Bei der Körperdosis handelt es sich wie in obigem Beispiel um eine Größe, welche sich direkt auf den Körper und einzelne Organe bezieht. Die Körperdosis wird verwendet um direkt Dosisgrenzwerte und abgeleitet davon Schutzmaßnahmen festzulegen. Allerdings ist es schwierig,  Körperdosen direkt zu messen. Aus diesem Grund werden im Strahlenschutz die operativen Größen der Orts- und Personendosis eingeführt und überwacht. Hierbei handelt es sich um operative Größen welche als Schätzwert der Körperdosis dienen. Durch Festlegungen und Definitionen erlauben diese eine einheitliche messtechnische Erfassung der radioaktiven Strahlung. Beide Dosisbegriffe besitzen die gemeinsame Einheit des „Sievert, [Sv]“

Ort- und Personendosis
Es ist ethisch nicht zu verantworten, Menschen radioaktiver Strahlung zum Zwecke der Forschung auszusetzen. Allerdings ist es für den Strahlenschutz wichtig, eine Aussage über die Wirkung der ionisierenden Strahlung auf das Gewebe des Körpers zu treffen. Um im Strahlenschutz die Wirkung radioaktiver Strahlung abschätzen zu können, werden Experimente mit sog. ICRU Weichteilgeweben durchgeführt. Dabei soll es sich in vereinfachter Form um Material mit der Konsistenz von Muskelgewebe handeln. Man spricht hier von gewebeäquivalentes Material der Dichte 1 g/cm3 mit der Zusammensetzung (Massenanteile) 76,2 % Sauerstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 10,1 % Wasserstoff und 2,6 % Stickstoff.
Da die biologische Wirkung der radioaktiven Strahlung entscheidend von der Art und der Energie der Strahlung abhängt ist es zusätzlich notwendig einen sog. Qualitätsfaktor einzuführen. Dieser dimensionslose Wichtungsfaktor berücksichtigt das Vermögen der jeweiligen Strahlungsart Energie auf das biologische Gewebe zu übertragen.
Die Kombination aus Qualitätsfaktor und Energiedosis für ICRU Weichteilgewebe führt zur Größe der Äquivalentdosis. Die Äquivalentdosis, welche pro Zeiteinheit t erzeugt wird, führt analog zur Äquivalentdosisleistung. Die Einheit der Äquivalentdosisleistung ist entsprechend Sievert pro Sekunde. [H‘]=1Sv/s=1W/kg. In der praktischen Anwendung des Strahlenschutzes findet man auch häufig die Verwendung von [H‘]=1mikroSv/h

 

H’=H/t

 

Unter dem Begriff der Ortsdosis versteht man nun die Äquivalentdosis, gemessen an einem bestimmten Ort. Im Strahlenschutz sind diese Orte definiert. Die Energiedosis, die durch ein definiertes Strahlungsfeld in einem ICRU Kugelgewebephantom in 10mm Tiefe eingetragen wird, bezeichnet man als Umgebungsäquivalentdosis H(10). Diese Größe stellt für ein Strahlungsfeld mit durchdringender ionisierender Strahlung einen Schätzwert für die Organdosis tieferliegender Organe des Körpers dar. Analog dazu spricht man von Richtungsäquivalentdosis H(0,07) von der Energiedosis welche durch das bestimmte Strahlenfeld ins ICRU Kugelgewebe in 0,07mm Tiefe eingetragen wird. Die Richtungsäquivalentdosis H(0,07) liefert einen Schätzwert für die lokale Hautdosis und die Organdosis der Augenlinse (siehe Beispiel).

 

Umgebungsäquivalentdosis: H(10mm) –> Schätzwert für Grenzwerte tieferlieger Organe
Richtungsäquivalentdosis: H(0,07mm) –> Schätzwert für Grenzwert von Haut und Augenlinse

 

Unter der Rubrik Messergebnisse Erlangen Zentrum werden die vom Gamma Scout erfassten Werte der Zählimpulse pro Zeiteinheit dargestellt. Aus diesen direkt gemessenen Werten wird über eine Umrechnung mittels Geradenscharen die Umgebungsäquivalentdosisleistung errechnet.

Eine Antwort auf Dosimetrie und Strahlenschutz
  1. Bodo Gravert sagt:

    Grundsätzlich, es genügt ein Gamma mit der passenden Energie um in einem
    komplexen Molekül, wie z.b. der DNA eines Lebewesens, derartige Veränderungen hevorzurufen, dass eine gewisse Zeit später krankhafte
    Mutationen enstehen, z.b. Krebs.

    Eins reicht, zum richtigen Zeitpunkt, am richtigen Ort und es wirkt
    maximal.

    Der ganze Disskurs um Dosen, dient nur der Augenwischerei.
    Oxidation, Reduktion und Quantenstrahlung altern die Lebewesen
    auf diesem Planeten.
    Strahlung ist ausserdem omnipresent. Nur wenn ich weiss welchen Schaden
    sie erzeugt, dann füg ich nicht noch mehr Strahlung hinzu.

    Ausser ich kann scheinbar billig Energie erzeugen und muss den Lebewesen
    später erklären warum sie an manchen Orten nun früher sterben sollen.

    NaJa, usw. ..

    Ausserdem, die Seite find ich gut, besonders die Applikation mit dem
    Raspberry-Pi und dem Quanten-Zollstock Gamma-Scout.

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