Praktischer Strahlenschutz: Eine Einführung in die Technik des Schutzes vor ionisierenden Strahlen für Nichtphysiker 9783110824513, 9783110006179

Table of contents :
A. Systematik der Strahlungen
1. Röntgenstrahlen
2. Natürliche und künstliche radioaktive Elemente
a) Alphastrahlung
b) Betastrahlung und Gammastrahlung
c) Positronenstrahlung
d) K-Strahlung
e) Neutronenstrahlung
B. Definitionen und Einheiten der Strahlungen
1. Radioaktive Mengeneinheit (Präparatstärke)
2. Einheiten der Strahlungsenergie
3. Die Einheiten der Dosis und der Dosisleistung
a) Ionendosis
b) Ionendosisleistung
c) Energiedosis
d) Energiedosisleistung
e) Die relative biologische Wirksamkeit (RBW)
f) Die Neutronendosis
g) Die Dosiskonstante von Gamma-Strahlern
h) Die Dosiskonstante für Beta-Strahler
i) Gewebedosis
C. Die Wechselwirkung von Strahlung und Materie
1. Absorptionsvorgänge für Röntgen- und Gamma-Strahlen
a) Photoeffekt
b) Compton-Effekt
c) Paarbildung-Effekt
d) Das Absorptionsgesetz
e) Die Streuung der Photonen
f) Der Kernphotoeffekt
2. Der Durchgang von Beta-Strahlung durch Materie
3. Das Verhalten von Alpha-Teilchen und Protonen in Materie
4. Das Verhalten von Neutronen in Materie
D. Strahlenbiologische Grundbegriffe
1. Physikalische Primärvorgänge
2. Systematik der Strahlenschäden des menschlichen Organismus
E. Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen
1. Die natürliche Strahlenbelastung
2. Die zivilisatorische Strahlenbelastung
a) Exposition der Gesamtbevölkerung
b) Die berufliche Strahlenexposition
3. Höchstzulässige Strahlenbelastungen
a) Höchstzulässige Strahlenbelastung ohne Rücksicht auf genetische Schäden
b) Höchstzulässige Belastung unter Berücksichtigung genetischer Schäden
F. Die Grundlagen der Strahlungsmeßverfahren
1. Ionisationskammer und Zählrohr
a) Ionisationskammer-Bereich ungesättigt
b) Ionisationskammer-Bereich gesättigt
c) Proportional-Bereich
d) Geiger-Müller-Bereich
e) Entladungs-Bereich
f) Zählrohrcharakteristik
g) Auflösungsvermögen
2. Gamma- und Betazählrohre
3. Der Szintillationszähler
a) Wirkungsweise und Aufbau
b) Die verschiedenen Szintillatoren
4. Gammaspektroskopie
a) Nulleffekt und Abschirmung
5. Impulsverstärker und Anzeigegeräte
6. Statistischer Meßfehler
G. Die Meßtechnik der Strahlungen
1. Röntgenstrahlen und ihre Messung
a) Strahlenschutzmessungen an kontinuierlich betriebenen Röhren
b) Strahlenschutzmessungen an Röntgen-Aufnahme-Geräten
c) Strahlenschutzmessungen an Betatron-Geräten im Targetbetrieb
2. Gammastrahlen und ihre Messung
a) Strahlenschutzmessungen an geschlossenen Gamma-Quellen
b) Strahlenschutzmessungen von offenen Gammastrahlern
3. Betastrahlen und ihre Messung
a) Strahlenschutzmessungen an geschlossenen Beta-Quellen
b) Strahlenschutzmessungen von offenen Betastrahlern
4. Alphastrahlen und ihre Messung
5. Neutronen-Strahlung und ihre Messung
H. Die Überwachung der individuellen Strahlenbelastung
1. Das Füllhalterdosimeter
2. Filmplaketten
3. Individuelle Strahlenwarnung
I. Die Kontaminationskontrolle des Arbeitsplatzes
K. Die Strahlungsüberwachung von Luft und Wasser
1. Die Messung der Luftaktivität
a) Das Filterverfahren
b) Das elektrostatische Verfahren
2. Die Messung der Wasseraktivität
a) Verfahren ohne Anreicherung
b) Verfahren mit Anreicherung
L. Aktiyitätsmessungen am Menschen
1. Kontaminationskontrollen
2. Ganzkörpermessungen
3. Urinkontrollen
4. Verteilungsuntersuchungen
M. Die Abschirmung der Strahlungen
1. Voraussetzungen
2. Abschirmwerte für Röntgenstrahlen
3. Abschirmwerte für Gammastrahlen
4. Bleigleichwerte von Schutzstoffen und Baumaterialien
a) Bleigleichwerte von Baumaterialien
b) Bleigleichwerte von Bleigummi und Bleiglas
5. Abschirmwerte für Betastrahlen
6. Die Abschirmung von Neutronen
N. Bautechnischer Strahlenschutz
1. Allgemeines
2. Röntgen-Diagnostik
3. Röntgen-Therapie
4. Hochvolt- und Telegammaanlagen
5. Eine klinische Abteilung für Radioisotope
6. Industrielle Laboratorien für Radioisotope
a) Chemische Laboratorien
b) Laboratorien zur Herstellung von radioaktiven Präparaten
c) Betriebslaboratorien für Radioisotope
d) Laboratorien von Geräteherstellern
7. Gamma-Großquellen in Industrie und Landwirtschaft
8. Kleinere geschlossene Strahler als industrielles Hilfsmittel
9. Reaktor-Schutz
0. Der Strahlenschutz des Arbeitsplatzes
1. Allgemeines
2. Röntgen-Arbeitsplätze
3. Arbeitsplätze an Telegamma- und Hochvolt-Röntgenanlagen
4. Arbeitsplätze für geschlossene Gamma-Strahler
5. Arbeitsplätze für offene Gamma-Strahler
6. Arbeitsplätze für Beta- und Alpha-Strahler
7. Arbeitsplätze in Reaktorbetrieben
8. Arbeitsplätze in der Uranindustrie
P. Abfall- und Abwasserbeseitigung
1. Beseitigung radioaktiver Abfälle
2. Abwasserbeseitigung
Q. Dekontaminierung
1. Dekontaminierung von Kleidung
2. Dekontaminierung von Personal
3. Dekontaminierung von Arbeitsgerät
4. Dekontaminierung von Arbeitsplätzen
R. Verhaltungsmaßregeln für Labor- und Pflegepersonal
a) Anweisung für Arbeiten mit radioaktiven Stoffen
b) Anweisung für Arbeiten mit geschlossenen radioaktiven Präparaten
c) Umgang mit radioaktiv behandelten Patienten
d) Allgemeine Verpflichtungen
Zusammenfassende Literatur
Schrifttum
Sachverzeichnis

Citation preview

D I E T R I C H FROST PRAKTISCHER STRAHLENSCHUTZ

PRAKTISCHER STRAHLENSCHUTZ Eine Einführung in die Technik des Schutzes vor ionisierenden Strahlen für Nichtphysiker

von

Dr.-Ing. D I E T R I C H F R O S T Leiter der Abteilung f ü r Strahlungsphysik am Röntgen- u n d Strahleninstitut im Rudolf-Virchow-Krankenhaus, Berlin-West

Mit 107 Abbildungen

W A L T E R D E G R U Y T E R & CO. vormals G. J. Göschen'sche Verlagshandlung • J. Guttentag, Verlagsbuchhandlung Georg Keimer • Karl J. Trübner • Veit & Comp.

BERLIN

1960

© Copyright 1960 by Walter de Gruyter & Co., vormals G. J. Göschen'sche Verlagshandlung, J. Guttentag, Verlagsbuchhandlung, Georg Keimer, Karl J. Trübner, Veit & Comp., Berlin W 35 Alle Rechte, auch die des auszugsweisen Nachdrucks, der photomechanischen Wiedergabe, der Herstellung von Mikrofilmen und der Übersetzung, vorbehalten Printed in Germany — Archlv.-Nr. 5190 60 Satz: Walter de Gruyter & Co., Berlin W 3 5 — Druck: Paul Funk, Berlin

Vorwort Das vorliegende Buch wendet sich an den großen Kreis von „Lesern aller Fakultäten", deren Fachgebiet sich in letzter Zeit auch auf Fragen des Strahlenschutzes erweitert hat. Hierzu gehören Bauingenieure, Architekten und Elektroingenieure, sowie alle anderen, die mit Bau und Einrichtung von Krankenhäusern, Reaktor Stationen, industriellen- und wissenschaftlichen Radioaktivitätsiahoratorien beruflieh zu tun haben. Das Buch soll ferner dem mit Strahlung arbeitenden Arzt, Chemiker, Ingenieur oder Biologen die Grundkenntnisse des Strahlenschutzes vermitteln, die er zur Erfüllung der gesetzlichen Bestimmungen ebenso benötigt, wie zur Planung einer Strahlenabteilung. Um dieses Buch für den großen Kreis von Nichtfachleuten leicht verständlich zu gestalten, müssen die theoretischen Voraussetzungen auf ein Minimum reduziert werden. Die gleichen Gründe führten auch zu der knappen Darstellung der Wirkungen der Strahlung auf Materie. Beide Kapitel erheben keinen Anspruch auf Vollständigkeit, wofür ich die Fachleute um Verständnis bitte. Es ist in deutschen Lehrbüchern üblich, das Tatsachenmaterial objektiv und gleichberechtigt unter möglichst vollständiger Literaturübersicht darzustellen. Dies ist gut und richtig in all denjenigen Fällen, in denen das Buch Fachleute anspricht. Für eine Einführung erschwert die genannte Darstellungsart aber die schnelle Auswahl des Stoffes und die Anwendung auf eigene Probleme. Im Verlauf der Schilderung von Methoden, Verfahren, Apparaturen und Geräten werden daher Anwendungsbreite und Kritik im Vordergrund stehen, während die Literaturangaben sich auf die für den Leser möglicherweise notwendigen Stellen beschränken. Nur auf dem genannten Wege schien es dem Verfasser möglich, eine große Anzahl von Nichtfachleuten im „Schnellverfahren" mit den notwendigen Grundlagen des Strahlenschutzes vertraut zu machen. Berlin, Januar 1960

Dietrich Frost

Inhaltsverzeichnis Seite

A. Systematik der Strahlungen 1. Röntgenstrahlen 2. Natürliche u n d künstliche radioaktive Elemente a) Alphastrahlung b) Betastrahlung und Gammastrahlung c) Positronenstrahlung d) K-Strahlung e) Neutronenstrahlung

1 1 2 3 4 4 4 4

B. Definitionen und Einheiten der Strahlungen 1. Radioaktive Mengeneinheit (Präparatstärke) 2. Einheiten der Strahlungsenergie 3. Die Einheiten der Dosis und der Dosisleistung a) Ionendosis b) Ionendosisleistung c) Energiedosis d) Energiedosisleistung e) Die relative biologische Wirksamkeit (RBW) f ) Die Neutronendosis g) Die Dosiskonstante von Gamma-Strahlern h) Die Dosiskonstante für Beta-Strahler i) Gewebedosis

6 6 6 7 7 8 8 9 10 10 11 11 11

C. Die Wechselwirkung von Strahlung und Materie 1. Absorptionsvorgänge f ü r Röntgen- und Gamma-Strahlen a) Photoeffekt b) Compton-Effekt c) Paarbildung-Effekt d) Das Absorptionsgesetz e) Die Streuung der Photonen f ) Der Kernphotoeffekt 2. Der Durchgang von Beta-Strahlung durch Materie 3. Das Verhalten von Alpha-Teilchen und Protonen in Materie 4. Das Verhalten von Neutronen in Materie

14 14 14 14 15 15 16 16 16 19 20

D. Strahlenbiologische Grundbegriffe 1. Physikalische Primärvorgänge 2. Systematik der Strahlenschäden des menschlichen Organismus . . . .

22 22 23

VIII

Inhaltsverzei chnis Seite

E. Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen 1. Die natürliche Strahlenbelastung 2. Die zivilisatorische Strahlenbelastung a) Exposition der Gesamtbevölkerung b) Die berufliche Strahlenexposition 3. Höchstzulässige Strahlenbelastungen a) Höchstzulässige Strahlenbelastung ohne Bücksicht auf genetische Schäden b) Höchstzulässige Belastung unter Berücksichtigung genetischer Schäden

25 25 28 28 31 36

F. Die Grundlagen der Strahlungsmeßverfahren 1. Ionisationskammer u n d Zählrohr a) Ionisationskammer-Bereich ungesättigt b) Ionisationskammer-Bereich gesättigt c) Proportional-Bereich d) Geiger-Müller-Bereich e) Entladungs-Bereich f) Zählrohrcharakteristik g) Auflösungsvermögen 2. Gamma- und Betazählrohre 3. Der Szintillationszähler a) Wirkungsweise und Aufbau b) Die verschiedenen Szintillatoren 4. Gammaspektroskopie a) Nulleffekt und Abschirmung 5. Impulsverstärker und Anzeigegeräte 6. Statistischer Meßfehler

54 54 55 55 56 57 58 58 58 59 59 61 62 64 65 66 69

G. Die Meßtechnik der Strahlungen 1. Röntgenstrahlen und ihre Messung a) Strahlenschutzmessungen an kontinuierlich betriebenen Röhren . . b) Strahlenschutzmessungen an Röntgen-Aufnahme-Geräten c) Strahlenschutzmessungen an Betatron-Geräten im Targetbetrieb . . 2. Gammastrahlen und ihre Messung a) Strahlenschutzmessungen an geschlossenen Gamma-Quellen . . . . b) Strahlenschutzmessungen von offenen Gammastrahlern 3. Betastrahlen und ihre Messung a) Strahlenschutzmessungen an geschlossenen Beta-Quellen b) Strahlenschutzmessungen von offenen Betastrahlern 4. Alphastrahlen und ihre Messung 5. Neutronen-Strahlung und ihre Messung

72 72 72 75 78 78 78 79 81 81 82 83 84

H. Die Überwachung der individuellen Strahlenbelastung 1. Das Füllhalterdosimeter 2. Filmplaketten 3. Individuelle Strahlenwarnung

88 88 90 91

36 37

Inhaltsverzeichnis

IX Seite

I. Die Kontaminationskontrolle des Arbeitsplatzes

97

E. Die Strahlungsüberwachung von Luft und Wasser 1. Die Messung der Luftaktivität a) Das Filterverfahren b) Das elektrostatische Verfahren 2. Die Messung der Wasseraktivität a) Verfahren ohne Anreicherung b) Verfahren mit Anreicherung

100 100 100 102 102 106 107

L. Aktivitätsmessungen am Menschen 1. Kontaminationskontrollen 2. Ganzkörpermessungen 3. Urinkontrollen 4. Verteilungsuntersuchungen

109 109 109 111 111

M. Die Abschirmung der Strahlungen 1. Voraussetzungen 2. Abschirmwerte für Röntgenstrahlen 3. Abschirmwerte für Gammastrahlen 4. Bleigleichwerte von Schutzstoffen und Baumaterialien a) Bleigleichwerte von Baumaterialien b) Bleigleichwerte von Bleigummi und Bleiglas 5. Abschirmwerte für Betastrahlen 6. Die Abschirmung von Neutronen

114 114 114 124 136 136 138 138 140

N. Bautechnischer Strahlenschutz 1. Allgemeines 2. Röntgen-Diagnostik 3. Röntgen-Therapie 4. Hochvolt- und Telegammaanlagen 5. Eine klinische Abteilung für Radioisotope 6. Industrielle Laboratorien für Radioisotope a) Chemische Laboratorien b) Laboratorien zur Herstellung von radioaktiven Präparaten c) Betriebslaboratorien für Radioisotope d) Laboratorien von Geräteherstellern 7. Gamma-Großquellen in Industrie und Landwirtschaft 8. Kleinere geschlossene Strahler als industrielles Hilfsmittel 9. Reaktor-Schutz

142 142 142 143 144 146 155 155 156 158 158 158 159 159

0 . Der Strahlenschutz des Arbeitsplatzes 1. Allgemeines 2. Röntgen-Arbeitsplätze 3. Arbeitsplätze an Telegamma- und Hochvolt-Röntgenanlagen

. . . .

163 163 163 167

X

Inhaltsverzeichnis Seite

4. 5. 6. 7. 8.

Arbeitsplätze Arbeitsplätze Arbeitsplätze Arbeitsplätze Arbeitsplätze

für geschlossene Gamma-Strahler für offene Gamma-Strahler für Beta- und Alpha-Strahler in Reaktorbetrieben in der Uranindustrie

167 170 173 175 176

P. Abfall- und Abwasserbeseitigung 1. Beseitigung radioaktiver Abfälle 2. Abwasserbeseitigung

178 178 178

Q. Dekontaminierung 1. Dekontaminierung 2. Dekontaminierung 3. Dekontaminierung 4. Dekontaminierung

180 180 180 181 182

von von von von

Kleidung Personal Arbeitsgerät Arbeitsplätzen

R . Verhaltungsmaßregeln für Labor- und Pflegepersonal 183 a) Anweisung für Arbeiten mit radioaktiven Stoffen 183 b) Anweisung für Arbeiten mit geschlossenen radioaktiven Präparaten . 185 c) Umgang mit radioaktiv behandelten Patienten 186 d) Allgemeine Verpflichtungen 187 Zusammenfassende Literatur

188

Schrifttum

189

Sachverzeichnis

190

A. Systematik der Strahlungen 1. Röntgenstrahlen Röntgenstrahlen entstehen, wenn schnell bewegte Elektronen auf ein Hindernis auftreffen. Bei der Abbremsung der Elektronen im Feld der Atomkerne des Anodenmaterials wird ein bestimmter Energiebetrag frei, der in Form von elektromagnetischer Strahlung nach außen abgegeben wird. Diese sog. Röntgen-Bremsstrahlung stellt ein Kontinuum dar, das sich von den längsten Wellen bis zu einer scharfen kurzwelligen Grenze, der „Grenzwellenlänge" erstreckt. Die Grenzwellenlänge entspricht dabei der Maximalenergie der schnellsten abgebremsten Elektronen. Das Maximum der spektralen Bremsstrahlenverteilung liegt also stets bei einer größeren, als der Grenzwellenlänge; d. h. die dem Strahlungsmaximum zugeordnete kV-Zahl ist wesentlich geringer als die zur Grenzwellenlänge gehörige. Dies veranschaulicht Abbildung 1. Neben der Bremsstrahlung wird stets noch eine für das Material der Anode charakteristische Strahlung erzeugt. Diese sog. „Eigenstrahlung" ist dem Bremskontinuum als Linienspektrum überlagert. Auf ihrer Anwendung beruht das große Gebiet der Röntgenstrukturanalyse. Die spektrale Bremsstrahlungsverteilung ist gemäß Abbildung 1 von der Beschleunigungsspannung der Elektronen abhängig. Sie ist aber weiterhin auch abhängig von der Kurvenform der Beschleunigungsspannung. D. h. die Art des benutzten Röntgenstrahlerzeugers, wie Halbwellenapparat, 4-Ventilapparat, 6-Ventilapparat, Betatron, Bandgenerator beeinflußt das Bremsspektrum. In noch weiterem Umfange wird die Bremsverteilung durch die Filterung der Röhre bestimmt. Mit zunehmender Filterdicke vor dem Austrittsfenster wird ein steigender Anteil an langwelliger Strahlung absorbiert. Damit rückt das Maximum der Bremsverteilung, wie in Abbildung 2 dargestellt, nach der kurzwelligen Grenze. Um nun die „Qualität" einer Röntgenstrahlung durch einen Zahlenwert zu charakterisieren, wurde der Begriff der ,,Halbwertschicht"-HWSeingeführt. Als Halbwertschicht HWS wird diejenige Schichtdicke in Kupfer oder Aluminium angegeben, die bei konstanter Meßgeometrie die Intensität der Primärstrahlung auf die Hälfte herabsetzt. Eine höhere Strahlenenergie mit schwacher Filterung kann die gleiche HWS ergeben, wie eine niedrigere Strahlenenergie mit starker Filterung. 1

F r o s t , Strahlenschutz

2

Systematik der Strahlungen

Abb. 1. Spektrale Intensitätsverteilung der Röntgen-Bremsstrahlung

Abb. 2. Spektrale Intensitätsverteilung bei Filterung der Bremsstrahlung

Die H W S gestattet also die Angabe der Durchdringungsfähigkeit der Röntgenstrahlung durch einen einzigen Zahlenwert. Eine Röntgenstrahlung, die so weitgehend gefiltert wurde, daß das Maximum der Bremsverteilung bei dem doppelten der Grenzwellenlänge bzw. bei der halben kV-Zahl hegt, wird „Normalstrahlung" genannt. An dieser Stelle ist auf den Vergleich einer Röntgenstrahlung mit einer monochromatischen Strahlung (z. B. Gammastrahlung) gleicher zahlenmäßiger Energieangabe hinzuweisen. Im Falle der Röntgenstrahlung bezieht sich die Energieangabe stets auf die kurzwellige Grenze der Brems Verteilung, während bei einer monochromatischen Strahlung die volle Intensität einer einzigen Linie zugeordnet ist. Wird eine RöntgenNormalstrahlung mit einer Gamma-Strahlung gleicher Energiezahl verglichen, so ist die Gamma-Strahlung etwa doppelt so energiereich.

2. Natürliche und künstliche radioaktive Elemente Ein Atomkern läßt sich symbolisch durch die Massenzahl A und die Ordnungszahl Z kennzeichnen. Dabei wird A als oberer Index an das chemische Symbol des Elementes angeschrieben und die Ordnungszahl Z als unterer Index. Die Ksrnladungs- oder Ordnungszahl kann als bekannt vorausgesetzt werden, so daß auf ihre Angabe häufig verzichtet werden kann. Nach dieser Bezeichnung gilt z. B. für einen Sauerstoffkern die Schreibweise 8 0 16 oder O16 einen Wasserstoffkern die Schreibweise jH1 ein Proton die Schreibweise jj1 ein Neutron die Schreibweise „n1

Natürliche und radioaktive künstliche Elemente

3

Als Isotope bezeichnet man allgemein Stoffe, die sich bei gleicher Ordnungszahl durch verschiedene Neutronenzahlen unterscheiden. Die schwersten Elemente des natürlichen periodischen Systems der Elemente erleiden einen dauernden Umwandlungsprozeß. Diese spontanen Zerfallsvorgänge wandeln eine Atomart in eine andere um. Die Zahl dieser Umwandlungen kann eine ganze Reihe von Elementen durchlaufen, bis sie mit einem stabilen Isotop ihr Ende findet. Bei jeder der genannten Atomumwandlungen wird ein gewisser Energiebetrag frei. Diese Energie wird in Form von korpuskularer Strahlung, z.T. begleitet durch Quantenstrahlung, abgestrahlt. Wir kennen vier radioaktive Zerfallsreihen: Die Thorium-Reihe, die Neptunium-Reihe, die Uran-Radium-Reihe, die Uran-Aktinium-Reihe.

Im Gegensatz zu den lange bekannten ,natürlich radioaktiven Kernen kennen wir heute rund 1000 verschiedene, in der Natur nicht vorhandene instabile Atomarten. Sie können durch äußere Einwirkung mit Hilfe von Kernreaktionen erzeugt werden. Bei diesen künstlich radioaktiven Kernen oder Radioisotopen handelt es sich um strahlende Kernarten von Elementen, die in der Natur meist nur stabile Isotope besitzen. Der Zerfall von künstlich radioaktiven Isotopen erfolgt hauptsächlich unter Emission von Elektronen (ß~), seltener von Positronen (/?+), nicht so häufig auch durch Elektroneneinfang (K-Strahlung). Nur in seltensten Fällen läßt sich bei Radioisotopen eine «-Emission beobachten.

a) Alphastrahlung Als Alphastrahlung werden die beim Zerfallsakt emittierten Helium Atomkerne z He l bezeichnet. Bei der Emission eines Alpha-Teilchens wird der Kern um 4 Masseneinheiten und 2 Ladungseinheiten verringert. Nach dem Verschiebungssatz von FAJANS rückt daher der Kern um 2 Stellen nach links im periodischen System der Elemente. Charakteristisch für den Alpha-Zerfall ist die Gleichung: X

' z - X ^ + t

3

'

Die Alpha-Teilchen eines bestimmten radioaktiven Isotops haben alle die gleiche Reichweite. l*

4

Systematik der Strahlungen

b) Betastrahlung und Gammastrahlung Die Emission von Kernelektronen wird als Betastrahlung bezeichnet. Symbolisch können wir schreiben:

x—>z+y+ßDer entstehende Kern rückt im periodischen System um eine Stelle nach rechts. Im Gegensatz zum Alpha-Zerfall ergibt der Beta-Prozeß ein kontinuierliches Energiespektrum. Der Übergang eines Atomkerns in einen Folgekern unter ß "-Emission ist aus Gründen der Energiebilanz häufig von einer Gamma-Strahlung begleitet. Die Energie dieser quantenhaften Gamma-Strahlung (Photonen-Strahlung) entspricht dabei dem Betrag der überschüssigen Anregungsenergie des Folgekernes. c) Positronenstrahlung Eine Anzahl künstlich radioaktiver Isotope sendet eine Strahlung aus, die von derjenigen der natürlichen Strahler verschieden ist. Die bei diesem sog. /3+-Zerfall entstehende Positronenstrahlung besteht aus positiven Elektronen, die in Gegenwart von Materie nur kurzzeitig frei existieren können. Bei der Vereinigung eines Positrons mit einem negativen Elektron wird das „Elektronenpaar" vernichtet und wandelt sich nach der Äquivalenzgleichung in zwei Gammaquanten um. Dieser Umkehrungsprozeß zur Paarbildung läuft nur bei "Überschußenergien von mehr als 1 MeV ab. d) K-Strahlung Bei Kernen, deren Instabilität auf einer zu großen Protonenzahl beruht, besteht die Möglichkeit, daß der Kern nicht unter Positronenemission zerfällt, sondern umgekehrt ein Elektron einfängt. Dieses Elektron wird vorzugsweise der kernnächsten, der K-Schale, entnommen. Beim Übergang eines kernferneren Elektrons in die Elektronenlücke der KSchale wird dann die jeweilige Röntgen-K-Strahlung emittiert. Durch Bahnelektroneneinfang wandeln sich fast alle schweren, instabilen Kerne mit einem Protonenüberschuß in stabile Isotope um. e) Ncutroncnstrahlung Neutronen bilden mit Protonen zusammen die Bausteine der Atomkerne. Sie haben die Ladung 0 und erleiden daher keinerlei Abstoßung in anderen Kernfeldern. Sie besitzen die Masse eines Wasserstoffkernes und können sich trotzdem praktisch ungehindert durch die Hüllen anderer Atome hindurchbewegen. Wenn sie nicht mit einem Atomkern zusammenstoßen gehen sie mit einer Halbwertzeit von 13 min unter Beta-Zerfall in Protonen über. Normalerweise kommen Neutronen nicht in der Natur vor.

Natürliche und radioaktive künstliche Elemente

5

Durch eine Gruppe von Kernreaktionen können Neutronen erzeugt werden. Dies geschieht vorzugsweise in Kernreaktoren. Freie Neutronen sind durch Ionisation der Materie nicht direkt nachzuweisen. Nachweis und Messung müssen wieder über eine Kernreaktion vorgenommen werden. Zu diesem Zweck werden Kernreaktionen bevorzugt, die ionisierende Teilchen oder Strahlung hervorrufen.

B. Definitionen und Einheiten der Strahlungen 1. Radioaktive Mengeneinheit (Präparatstärke) Nach der Definition der Internationalen Radium-Standard-Kommission aus dem Jahre 1930 ist 1 Curie (0) diejenige Menge einer Substanz der Uran-Radium-Reihe, die mit 1 g Radium im Gleichgewicht steht. Die Aktivität 1 C beträgt 3,7 • 1010 Zerfälle/sec. Im Jahre 1950 wurde die Definition verallgemeinert: Das Curie ist diejenige Menge irgendeiner radioaktiven Kernart, deren Aktivität 3,7 • 1010 Zerfälle/sec. beträgt. Also: 1 Curie (C) = 3,7 • 10 10 Zerfälle/sec. 1 Millicurie (mC) = 3,7 • 10' Zerfälle/sec. 1 Mikrocurie (fj,C) = 3,7 • 104 Zerfälle/sec.

Als spezifische Aktivität wird die im Gramm einer strahlenden Substanz enthaltene Aktivität bezeichnet (C/g, mC/g oder /-/C/g). Die spezifische Aktivität ist für alle biologischen Untersuchungen eine sehr wichtige Größe. 2. Einheiten der Strahlungscnergie Die beim radioaktiven Zerfall freiwerdenden und die durch Beschleunigungsanlagen erzeugten Partikel besitzen eine bestimmte kinetische Energie. Sie kann auf Grund folgender Definition angegeben werden: Durchläuft ein geladenes Teilchen im Vakuum eine elektrische Potentialdifferenz von 1 Volt, so hat es am Ende seines Beschleunigungsweges die Energie 1 „Elektronenvolt". Wegen der Kleinheit dieser Grundeinheit verwendet man in der Praxis meist die größeren Einheiten: 1 Kiloelektronenvolt (keV) = 103 eV 1 Megaelektronenvolt (MeV) = 106 eV

Der Definition nach handelt es sich um die Angabe einer kinetischen Energie. Die Einheit kann daher auch für ungeladene Teilchen, wie Neutronen verwendet werden. Eine Anwendung der Einheit auf Röntgenund Gammastrahlung setzt einen gedanklichen Umweg voraus: Die elektromagnetische Photonenstrahlung von x MeV entspricht einer mit x MeV beschleunigten Elektronenstrahlung, die auf eine Anode auf-

Die Einheiten der Dosis und der Dosisleistung

7

trifft und deren Röntgenbremsstrahlung eine kurzwellige Grenze von x MeV aufweist. Im Falle einer Röntgenstrahlung ist die Einheit noch plausibel, während ihre Anwendung auf Gamma-Strahler bereits abstrakt erscheint. 3. Die Einheiten der Dosis und der Dosisleistung Über den Begriff der Dosis ist in den letzten Jahren vielfach diskutiert worden. Die Einheit „Röntgen" galt nur für Röntgen- und Gammastrahlung bis zu einer Energie von etwa 3 MeV. Die Anwendung von Photonen-Strahlungen höherer Energie, sowie vor allem der Korpuskularstrahlung bedingte eine Verallgemeinerung des Dosisbegriffes. Der Fachnormenausschuß Radiologie hat in seinem Vornormblatt 6809 allgemeingültige Definitionen gefunden, die für Photonen und Korpuskeln gleichermaßen angewendet werden können. a) Ionendosis Die Ionendosis J einer ionisierenden Strahlung ist der Grenzwert des Quotienten aus der elektrischen Ladung A Q eines Vorzeichens der Ionenpaare, die in einem Luftelement von der Masse Am durch die Strahlung unmittelbar erzeugt werden, und der Masse Am:

Die Standard-Ionendosis J ist die Ionendosis einer Röntgen- oder Gammastrahlung bei Elektronengleichgewicht:

Elektronengleichgewicht in einem Material bedeutet, daß die in dem Volumenelement Av von allen es durchsetzenden Sekundärelektronen abgegebene Energie gleich derjenigen Energie ist, welche die in Av durch die Röntgen- oder Gammastrahlung gebildeten Sekundäre! ektronen auf ihrem gesamten Wege in dem Material abgeben. Die Einheit der Ionendosis ist das „Röntgen" (r). 1 r = 2,58 • 1 0 - 4

Coulomb (c) Kilogramm (kg)

Dabei ist 1 Röntgen (r) auch derjenige Betrag an Photonenstrahlung, der in 1 cm3 trockener Luft von 760 mmHg Luftdruck und 0° C (Dichte 0,001293 g/cm3) eine Ionenmenge erzeugt, die einer elektrostatischen Ladungseinheit entspricht.

Definitionen und Einheiten der Strahlungen

b) Ionendosisleistung Die Ionendosisleistung j ist der Differentialquotient der Ionendosis nach der Zeit dJ_ 1 = dt '

(3)

Unter einer Dosisleistung versteht man allgemein die in der Zeiteinheit absorbierte Strahlungsdosis. Die Standard-Ionendosisleistung j ist die Ionendosisleistung einer Röntgen- oder Gammastrahlung bei Elektronengleichgewicht: Ut •

dJ st dt

(4)

Die Einheit der Ionendosisleistung ist das Röntgen/Sekunde (r/s). Tab. 1. Beziehungen zwischen gebräuchlichen Vielfachen der Einheit der Ionendosisleistung Dosisleistung 1 mr/h 1 //r/s 1 r/h 1 r/min 1 r/s

mr/h

H r/s

r/h

r/min

r/s

1 3,6 1000 60000 3600000

0,28 1 280 17000 1000000

0,001 0,0036 1 60 3600

0,000017 0,00006 0,017 1 60

0,00000028 0,000001 0,00028 0,017 1

c) Energiedosis Die Röntgeneinheit ist exakt allein für das Material Luft gültig. Hierfür beträgt: 1 r = 83,7 erg Energieabsorption in 1 g Luft.

(5)

Bei Absorption der Strahlung in einem Material, dessen Ordnungszahl von derjenigen der Luft abweicht, ergibt das r nur nach Umrechnung ein brauchbares Maß. Setzt man die Elektronenzahl in 1 g Luft willkürlich gleich 1, so ist die entsprechende Elektronenzahl für 1 g Wasser 1,13. Damit gilt: 1 r = 83,7 • 1,13 = 94 erg Energieabsorption in 1 g Wasser.

(6)

Eine Strahlungsdosis, die in 1 g Wasser (bzw. Gewebe) einer Energieabsorption von 93 erg/g (oft auch 91 erg/g in der Literatur angegeben) entspricht, bezeichnet man als 1 Röntgen Equivalent Physical (rep). Zur Allgemeingültigkeit der Energiedosis trägt daher die folgende Definition bei.

Die Einheiten der Dosis und der Dosisleistung

r§ . io

'um Alumini

iß

1 w ilystynol

1,0

"PerspexfP, ixigtes) 0,8

W

i

15 2,0 H m [mmCu]

tf

3,0

3,5

Abb. 3. Energieabsorption in rad/r in Abhängigkeit von der HWS für Röntgenstrahlen nach (P. N. GOODWIN)

Die Energiedosis K einer ionisierenden Strahlung ist der Grenzwert des Quotienten aus der Energie A W, die einem Körperelement von der Masse Am durch die Strahlung unmittelbar oder mittelbar zugeführt wird, und der Masse Am\ K =

dW dm

(?)

Die Einheit der Energiedosis ist das „Rad" (rad). 1 rad = 100 „ e r g Gramm

erg

(8)

Beträgt also die in 1 g einer Substanz unabhängig von der Art der Strahlung absorbierte Energie 100 erg, so bezeichnet man die Dosis als 1 rad. d) Energiedosisleistung

Die Energiedosisleistung k ist der Differentialquotient der Energiedosis nach der Zeit i.

dK

10

Definitionen und Einheiten der Strahlungen

Die Einheit der Energiedosisleistung ist das Rad/Sekunde s

Gramm • Sekunde

erg g-s

(10)

F ü r die Beziehungen zwischen gebräuchlichen Vielfachen der Einheit der Energiedosisleistung gelten dieselben Zahlenwerte wie in Tabelle 1. Ein Beispiel demonstriert den Unterschied von Energiedosis und Standard-Ionendosis am besten. Von P. N. G O O D W I N (London) wurde im Rahmen des I X ICR in München die Energieabsorption in rad/r in Abhängigkeit von der Energie der Röntgenstrahlung (ausgedrückt durch die HWS) mitgeteilt. Abbildung 3 zeigt diese außerordentüch interessanten Messungen. e) Die relative biologische Wirksamkeit (RBW) Bei Absorption des gleichen Energiebetrages in einem bestimmten Gewebebezirk jedoch von verschiedenen Strahlenarten ist auch die biologische Wirkung verschieden. I n den USA wurde daher folgende Definition bekannt: Unter 1 rem (Röntgen Equivalent Man) versteht man diejenige Dosis irgendeiner ionisierenden Strahlungsart, die unter gleichen Bedingungen den gleichen biologischen Effekt wie 1 rep harter Röntgenstrahlung hervorruft. Für die Umrechnung gilt : Dosis in rem = Dosis in rep • R B W

(11)

Tab. 2. Relative biologische Wirksamkeit (RBW) der Strahlungen Art der Strahlung Röntgen-, Gamma- und Beta-Strahlung Protonenstrahlung Alpha-Strahlung Schnelle Neutronen Langsame Neutronen

RBW-Paktor 1 etwa 5 10—20 10 5

f) Die Neutronendosis Die Einheit der Neutronendosis basiert auf dem Energieverlust bei der Abbremsung der Neutronen im Absorbermaterial. Die Neutronendosis ist damit auf die bekannte „Energiedosis" zurückgeführt und kann in rad angegeben werden. Die Meßtechnik wird in einem späteren Kapitel beschrieben.

Die Einheiten der Dosis und der Dosisleistung

11

Für den Fall, daß kein Neutronenindikator zur Verfügung steht, kann folgende Definition nützlich sein: 1 n ist diejenige Menge schneller Neutronen, die in einem 100 rVictoreen-Dosimeter (mit Standard-Luftwände-Fingerhutkammer) die gleiche Ionisation hervorruft, wie 1 r Röntgenstrahlen harter Qualität. Die Einheit 1 n stellt also ein Provisorium aus Gründen der Meßtechnik dar. Zwischen der Dosis schneller Neutronen, dem Neutronenfluß und der Energiedosis besteht folgende Beziehung: 1 n = 5,8 • 10® schnelle Neutronen/cm 2 m 2 rad «s 200 erg/g Gewebe

(12)

g) Die Dosiskonstante von Gamma-Strahlern Die Dosiskonstante Jv von Gammastrahlern gibt die StandardIonendosisleistung jst eines Strahlers mit der Aktivität Ay im Abstände b an. Dabei soll der Abstand b groß sein gegen die Abmessungen der Strahlenquelle. Dann ist: =

(13) Ay Die Dosiskonstante wird für ungefilterte Strahlung angegeben, mit Ausnahme des Radiums, dessen Dosiskonstante für 0,5 mm Platinfilter gilt. Die Einheit der Dosiskonstanten ist das Röntgen Stunde

Quadratmeter Curie

h-C cm 2

Häufig wird die Dosiskonstante auch in —¿Q angegeben. Die Zahlenwerte der Tabelle 3 müssen in diesem Fall mit dem Faktor 10 multipliziert werden. h) Die Dosiskonstante für Beta-Strahler Um eine Dosismetrie am biologischen Objekt zu ermöglichen, haben M A Y N E O R D und S I N C L A I R [2] auch für Beta-Strahler eine Dosiskonstante ermittelt. Diese Konstante gibt die Ionendosis von 1 mC in einem Luftabstand von 1 cm am Ende einer Bestrahlungszeit von einer Stunde an. in Abhängigkeit von der Strahlungsenergie gibt Tabelle 4 an. i) Gewebedosis Wenn in einem Organ der Masse M der Anteil p einer Aktivitätsmenge A gespeichert wird, so enthält das Organ Ü = p-A

(14)

Aktivitätseinheiten. Diese werden je nach Art der Isotops mit einer ge-

Definitionen und Einheiten der Strahlungen Tab. 3. Dosiskonstanten verschiedener Radioisotope ([1] und andere) Isotop Na22 Na24 K42 Sc« y48

1,32 1,91 0,195 1,14 1,63 1,95 0,49 0,655 0,57 1,35 0,12 0,3 0,22 1,51 0,79 0,265 0,34 0,24 0,61 0,51 1,6 0,7 0,16 0,88 0,84 0,63 0,46

Mn52 Mn64 Fe 5 9 Co58 Co80 Cu64 Zn«5 As 76 Br 8 2 Sb 124 J131

Cs137 Au 198 Ta 182 Ir 192 Ga' 2 Eu' 52 Hg 203 Ra in 0,25 mm Pt Ra in 0,5 mm Pt Ra in 2,5 mm Pt Ra in 5,0 mm Pt Tab. 4. Beta-Dosiskonstante

als Funktion der Energie

Energie MeV

r/h für 1 mC in 1 cm Abstand

0,3 0,5 0,7 1,0 2,0 10,0

616 477 420 355 318 372

Die Einheiten der Dosis und der Dosisleistung

13

wissen Geschwindigkeit aus dem Organ verschwinden. Ein Maß für die Geschwindigkeit ist die „Effektive Halbwertzeit": ^ e

Biologische Halbwertzeit x Physikalische Halb wertzeit Biologische Halbwertzeit + Physikalische Halbwertzeit

Die integrale Gewebsdosis ist dann [3] Ds = l,60 1 0 4 ^ ^ - t r a d ] .

(16)

Diese Gleichung (16) gilt vorzugsweise für Beta-Strahler. Bei komplexen Emissionsspektren muß die Gamma-Komponente prozentual berücksichtigt werden.

C. Die Wechselwirkung von Strahlung und Materie 1. Absorptionsvorgänge für Röntgen- und Gamma-Strahlen Eine Photonen-Strahlung ist niemals direkt nachzuweisen, sondern stets über ihre Wechselwirkung mit der Materie. Diese Wirkung läßt sich durch drei Effekte erklären, die sich z. T. überlagern. Sie sollen hier jedoch gesondert beschrieben werden. a) Photo-Effekt Wird ein Atom von einem Photon getroffen, so kann das Photon absorbiert werden. Die absorbierte Energie wird dabei auf ein Elektron der Schale übertragen. Welches Elektron dabei getroffen wird ist eine Frage der Wahrscheinlichkeit. Ist die Photonenenergie groß genug, so kann das Elektron aus dem Kernfeld herausgeschlagen werden, d. h. das Atom wird ionisiert. Ist E = h-v die Photonenenergie (h = Plancksches Wirkungsquantum, v = Frequenz der Strahlung) und A = Ablöseenergie des Atomelektrons, dann ist die Energie des herausgeschlagenen Atomelektrons (Photo-Elektrons): 2?(_) = hv — A. Da in den meisten Fällen A hv ist, trägt das Photo-Elektron nahezu die gesamte Photonenenergie. b) Compton-Effekt Bei hinreichend hoher Photonenenergie ( > 1 0 0 keV) t r i t t ein neuer Absorptionseffekt hinzu. Die primäre Photonenenergie wird nur z. T. zur Ionisierung des getroffenen Atoms verbraucht. Das aus der Schale herausgeschlagene Atomelektron (Compton-Elektron) trägt nur noch einen Teil der Photonenenergie. Der Überfluß an Photonenenergie (hv) verläßt das Atom als energieärmere Photonenstrahlung (hv'). Es ist also hv' < hv. Das Compton Elektron trägt die Energie: E{~) = hv — hv'—A

(18)

Mit steigender Photonenenergie verschiebt sich der Absorptionsmechanismus zu Gunsten des Compton-Effektes auf Kosten des PhotoEffektes. Dies gilt natürlich auch für die Absorption der energieärmeren Compton-Sekundärstrahlung. Bei etwa 400 keV primärer Photonen-

Absorptionsvorgänge für Röntgen- und Gamma-Strahlen

15

energie erfolgt nur noch Compton-Absorption. Mit steigender Photonenenergie wird die Verteilung der Compton-Elektronen in Richtung der Strahlenachse konzentriert. c) Paarbildung-Effekt Oberhalb einer Primärenergie von 1 MeV tritt ein dritter Absorptionseffekt auf: Die Paarbildung. Bei der Wechselwirkung des Photons mit einem Atom verschwindet das Photon unter gleichzeitiger Erzeugung eines Elektron-Positron-Paares. Nach dem Prinzip der Äquivalenz von Masse und Energie entspricht eine Elektronen- oder Positronenmasse einer Energie von je 0,51 MeV. Zur Erzeugung eines Paares werden also 1,02 MeV verbraucht. Bei größeren Photonenenergien als 1,02 MeV wird der Energieüberschuß auf die beiden korpuskularen Partner als kinetische Energie verteilt. Das Positron erhält dabei meist einen etwas höheren Energiebetrag. Da Positronen in Gegenwart von Materie nicht existenzfähig sind, rekombinieren sie nach etwa 10~6 sec mit einem Elektron unter Emission der sog. „Vernichtungsstrahlung". Die kinetische Energie des Paares ist: 2

E{~) + £(+) = hv — 2 mc = hv — 1,02 MeV

(19)

Oberhalb 100 MeV beherrscht der Paarbildungseffekt die Absorption.

Photo-Efekt

Compton -Efekt

PaarbHdungs-Efekt

Abb. 4. Schematische Darstellung der Absorptionsmechanismen d) Das Absorptionsgesetz Durchdringt eine Photonenstrahlung der Intensität /„ die Schichtdicke d einer Materieschicht mit dem Schwächungskoeffizienten ¡i, so t r i t t auf der strahlerfernen Seite der Schicht die Intensität / aus. Es ist I = I 0 - e-" d

(20)

Der Schwächungskoeffizient ¡A, setzt sich dabei zusammen aus dem Absorptionskoeffizienten r , dem Streukoeffizienten a und dem Paarbildungskoeffizienten x, d. h. es ist fi = r + a + y,

(21)

16

Die Wechselwirkung von Strahlung und Materie

Soll die Schwächung auf die Masseneinheit bezogen werden, so ergibt sich als materialspezifische Größe (o = Dichte), der Massenschwächungskoeffizient : JL

e

=

± + I.

e

e

+

JL:

°

(22)

e) Die Streuung der Photonen Nach den vorangegangenen Erläuterungen ist es verständlich, daß bei dem Compton-Prozeß sekundäre Photonen in Richtungen gestreut werden, die von der Primärstrahlrichtung abweichen. Die sekundären Compton-Photonen sind energieärmer als die Primärphotonen. In Raumbereichen, die gegenüber der Primärstrahlung geschützt sind, können jedoch neben diesen Photonen auch solche mit der vollen Primärenergie beobachtet werden. Sie entstehen durch die sog. „Klassische Streuung" analog der Lichtstreuung in trüben Medien. Beide Streuungsarten werden uns in den folgenden Kapiteln noch häufig beschäftigen. f) Der Kernphotoeffekt Hochenergiereiche Photonen, die mit einem Atomkern in Wechselwirkung treten, könnten einem Kernbaustein einen Energiebetrag zuführen, der die Überwindung des Kernpotentials ermöglicht. Die mittlere Bindungsenergie der Neutronen oder Protonen im Kern beträgt etwa 8 MeV. Bei Überschreitung dieses Energiewertes beginnt mit energieproportionaler Häufigkeit die Ablösung von Kernbausteinen, der sog. „Kernphotoeffekt". Der (y, n)-Prozeß ist für viele Elemente bekannt. Er tritt z. B. als Nebenerscheinung bei Betatron-Bestrahlungen auf. Die Ausbeuten sind so gering, daß eine Nutzung als Primäreffekt nicht in Betracht kommt. 2. Der Durchgang von Beta-Strahlung durch Materie Bei dem Eintritt von Elektronen in Materie werden sie aus ihrer Bahnrichtung abgelenkt. Diesen Vorgang bezeichnet man als „Streuung". Häufig wird der Streuwinkel größer als 180°. Die Elektronen können dann wieder rückwärts aus den), Absorber austreten (Rückstreuung). Bei hinreichend großer Eindringtiefe der Elektronen verlieren sie ihre Energie durch unelastische Stöße mit den Atomen des Absorbermaterials. Sie können auf ihrem Wege Ionisation und Anregung verursachen. Die Bahn eines Elektrons verläuft in Materie durch „Vielfachstreuung" zickzackförmig, wobei mit der Zahl der Zusammenstöße die Ionisationsdichte zunimmt.

Der Durchgang von Beta-Strahlung durch Materie

17

Infolge der ständigen Richtungsänderung durch Vielfachstreuung kann ein Elektron erhebliche Wege zurücklegen. I n der Praxis ist jedoch nur die gradlinige Flugrichtung interessant. Diese ist viel geringer und wird „praktische Reichweite" genannt. Der Energieverlust eines Primärelektrons bei der Ionisation, d. h. bei der Erzeugung eines Ionenpaares, ist nahezu unabhängig von Elektronenmg/cm

1 i

MM

1 r

i ii i i

i i

-

Û 30 /

-

-

§

-

-

/

* / Qi ]A m «>

y

/

f

/

/

Pr» * y M >) m

1 Bam Sb »

Qt L& 7 -

-

M "

-

4

/1 i

-

-

fi

min vrstöd -Bleuler uZunfi - °Libby

if ir X

i

i Mi

i

i ii i i

i 1 Ms/

Abb. 5. Maximale Reichweite einer Anzahl von Betastrahlern in Abhängigkeit von der maximalem Energie nach P A U L und STEINWEDEL 2

F r o s t , Strahlenschutz

18

Die Wechselwirkung von Strahlung und Materie

energie und Materialart. ImMittel werden pro Ionisation 32,5 eV benötigt. Hinterläßt ein Elektron auf seinem Wege z. B. 10000 Ionenpaare, so betrug seine Primärenergie 10000 • 32,5 — 325 keV. Die Reichweite einer Elektronenstrahlung in Materie wird durch die Elektronenenergie bestimmt. I n Abbildung 5 ist die maximale Reichweite in mg/cm 2 einer Anzahl von gebräuchlichen Betastrahlern in Abhängigkeit von ihrer Maximalenergie dargestellt. Die Abhängigkeit der zu einer vollständigen Absorption notwendigen Absorberdicke von der Energie der Elektronen geht aus Abbildung 6 hervor. Mit steigender Dichte des Absorbers kann also die Schichtdicke abnehmen. Für den Strahlenschutz ist der Zusammenhang zwischen Elektronenenergie, Reichweite und primärer Ionisation interessant. Diese Beziehungen lassen sich aus Tabelle 5 entnehmen.

mm. 70

% t

k s

3

ß -Energie Em

¡Me^J

Abb. 6. Notwendige Absorberdicke zur vollständigen Beta-Absorption in Abhängigkeit von der Beta-Energie

Das Verhalten von Alpha-Teilchen und Protonen in Materie

19

An dieser Stelle muß darauf hingewiesen werden, daß bei Elektronenbestrahlung von Materie ein inverser Photoeffekt auftritt. Dies ist aus der Röntgenstrahl-Erzeugung hinreichend bekannt. Ebenso verläßt bei der Abbremsung von Beta-Strahlung in Materie eine Photonenstrahlung die von Elektronen getroffene Stelle. Diese „Bremsstrahlung" nimmt mit steigender Energie der Beta-Strahler stark zu. Tab. 5. Bahnlänge, Energieverlust und primäre Ionisation von Elektronen zwischen 1 und 500 keV in Gewebe der Dichte 1,0, berechnet von D. E. LEA nach der Theorie von BETHE (Hdb. d. Phys. 24/1. S. 517ff.) Elektronenenergie E (keV)

1 1,6 2 3 4 6 8 10 15 20 30 40 60 80 100 150 200 300 400 500

Mittl. Bahnlänge ( = wahre Reichweite) {fi m)

Differentieller Energieverlust (keV/jum)

Spez. prim. Ionisation = Zahl d. primären Ionisationen pro /um

0,053 0,101 0,160 0,312 0,509 1,025 1,697 2,52 5,11 8,47 17,33 28,83 58,67 96,48 141 278 444 832 1275 1740

12,3 9,4 7,7 5,7 4,6 3,36 2,68 2,30 1,67 1,34 0,98 0,78 0,588 0,482 0,417 0,328 0,284 0,238 0,217 0,205

233 163 127 88 68 47 36,6 30,1 21,4 16,7 11,8 9,3 6,7 5,4 4,6 3,55 3,12 2,51 2,23 2,11

3. Das Verhalten von Alpha-Teilchen und Protonen in Materie Der Durchgang schwerer Ionen durch Materie erfolgt nahezu gradlinig. Mittlere und praktische Reichweite unterscheiden sich daher kaum. Ebenso wie bei den Elektronen steigen Energieverlust und Ionisationsvermögen mit abnehmender Teilchenenergie stark an. Von Interesse, bezüglich des Strahlenschutzes ist wieder der Zusammenhang zwischen Energie, Gewebereichweite und Ionisation. In Tabelle 6 sind die Verhältnisse für Alpha-Teilchen, in Tabelle 7 für Protonen dargestellt. 2*

Die Wechselwirkung von Strahlung und Materie

20

Tab. 6. Reichweite, Energieverlust und spezifische Primärionisation von «-Teilchen in Gewebe der Dichte 1,0. (Berechnet von D. E. LEA nach der Theorie von BETHE)

(im

Differentieller Energieverlust keV/jum

Spezif. primäre Ionisation = Zahl d. prim. Ionenpaare pro /im

5,3 10,1 16,8 25,1 35,2 47,0 60,3 75,5 91,6 108,4

264 176 135 110 93,8 82,0 73,1 66,1 60,4 55,7

5207 2883 2031 1581 1301 1109 968 860 775 706

Energie der a-Teilchen MeV

Mittlere Reichweite

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

Tab. 7. Reichweite, Energieverlust und spezifische Primärionisation von Protonen in Gewebe der Dichte 1,0. (Berechnet von D. L. LEA nach der Theorie von BETHE) Energie der Protonen MeV 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10

Mittlere Reichweite /im

Differentieller Energieverlust keV//im

Spezif. primâre Ionisation = Zahl d. Ionenpaare prim. pro jum

23 73 147 241 355 486 642 813 1004 1211

27,7 16,6 12,2 9,74 8,16 7,06 6,24 5,60 5,09 4,67

398 217 152 118 96,6 82,1 71,6 63,6 57,3 52,2

4. D a s Verhalten v o n Neutronen in Materie Für die Beurteilung der Strahlenschutzprobleme genügt folgende grobe Einteilung in Energiestufen: Thermische und langsame Neutronen Mittelschnelle Neutronen Schnelle Neutronen Hochenergiereiche Neutronen

0 — 100 eV 100 eV — 20 keV 20 keV — 20 MeV > 20 MeV

D i e Wechselwirkung mittelschneller und schneller Neutronen mit dem biologischen Gewebe erfolgt hauptsächlich durch Streuvorgänge an den Atomkernen. Erst oberhalb 20 MeV reicht die Neutronenenergie

Das Verhalten von Neutronen in Materie

21

zur Zerstörung von Atomkernen aus. Die biologische Wirkung hängt dabei stark von Größe und Art der Kerntrümmer ab. Da die Energieübertragung auf Protonen optimal ist, übernehmen in biologischen Geweben die Wasserstoffkerne die Hauptenergie. Bei den unelastischen Streuungen an anderen Kernarten wird ein Teil der übertragenen Energie zur Anregung eines „Rückstoßkernes" verbraucht. Diese Anregungsenergie wird beim Übergang des Rückstoßkernes in den Grundzustand wieder frei und in Form von y-Quanten abgestrahlt. Tabelle 8 gibt ein Maß für die maximal übertragbaren Energiebeträge [4]. Tab. 8. Maximal übertragbare Energieanteile bei elastischem Stoß Elektron

Proton

Stickstoff

Masse

1/1836

1

14

maximal übertragbarer Energieanteil

0,2%

100%

25%

Blei 206 1,9%

Die Wechselwirkung langsamer Neutronen mit Materie ist durch den sog. „Neutroneneinfang" gekennzeichnet. Der bei dem Neutroneneinfang neu gebildete Kern geht nach kurzer Zeit in seinen Grundzustand zurück und sendet dabei y-Quanten ,aber auch schwere Teilchen aus. Streuung und Neutroneneinfang können nebeneinander auftreten.

D. Strahlenbiologische Grundbegriffe 1. Physikalische Primärvorgänge Die in das Gewebe eingestrahlten Photonen oder Korpuskeln führen bei ihrer Wechselwirkung mit den Atomen des Gewebes zu Ionisationsprozessen und Anregungen. Die bei der Ionisation aus den Atomen herausgelösten Elektronen haben eine bestimmte kinetische Energie und hinterlassen positiv geladene Ionen. Die herausgelösten Sekundärelektronen werden im Gewebe durch Vielfachstreuung verlangsamt und können sich schließlich einem Molekül anlagern, wodurch negativ geladene Ionen entstehen. Diese Vorgänge können am System Wasser als Modell am einfachsten übersehen werden. Hier entstehen H 2 0 + und H 2 0 - -Ionen. Diese instabilen Ionen zerfallen nach etwa 10 ~10 Sekunden nach folgendem Schema: H20+

• H+ +

OH.

H20-

> OH" +

H.

(23) (24)

Die entstehenden freien Radikale OH und H können biologisch sehr wirksam sein. Die Ionisationsbahn eines primären oder sekundären Teilchens ist nicht gleichmäßig mit Ionisationen besetzt. Nach E B E R T [5] besteht der innere, zylindrische Kern der Bahn aus positiven Ionen. Diese sind infolge der Wechselwirkung des einfallenden Teilchens durch Abgabe eines Elektrons entstanden. Die abgerissenen Elektronen bewegen sich radial vom zylindrischen Bahnkern fort und erzeugen in einem bestimmten Abstand einen ebenfalls zylindrischen Mantel von negativen Ionen. Auf Grund der Gleichungen (23) und (24) besteht nach etwa 10 ~12 sec. der innere Zylinder aus OH-Radikalen, während der ebenfalls zylindrische Mantel H-Atome enthält, deren Konzentration jedoch geringer ist. Die Menge der gebildeten Radikale hängt von der Ionisationsdichte und damit von der Strahlenart ab. Die biologische Wirkung ist nicht nur von den Ionisationsvorgängen abhängig, sondern auch von den Anregungsprozessen innerhalb der Materie. Die Absorption der Anregungsenergie kann zu verschiedenen Formen von Schwingungs- und Stoßvorgängen innerhalb atomarer Dimensionen Anlaß geben. Nach R A J E W S K Y sind auch Energieleitungsphänomene über Abstände von 40—60 Ä vorhanden.

Systematik der Strahlenschäden des menschlichen Organismus

23

Die genannten Primärvorgänge spielen sich in analoger Form auch im biologischen Gewebe ab. Nach den Vorstellungen der „Treffertheorie" ist ein Ionisationsakt dann als Treffer zu werten, wenn er sich in einem kleinen strahlenempfindlichen Volumen einer Zelle abspielt. Bei einer großen Anzahl von Zellen werden die Treffer von Wahrscheinlichkeitsgesetzen bestimmt. Auch bei der Bestrahlung mit hohen Dosen finden sich daher immer noch einige Zellen, die der Trefferschädigung entgangen sind. Als Ergebnis der Treffertheorie lassen sich Dosiseffekt- oder Schädigungskurven aufstellen, deren Form angibt, welche Trefferzahl zur Erzeugung einer bestimmten Schädigung erforderlich ist. Über den weiteren Verlauf der Strahlenwirkung, die schließlich zum Zelltod führt, sowie über die Reaktionen des Gesamtorganismus besteht noch wenig Klarheit. 2. Systematik der Strahlenschäden des menschlichen Organismus Unter dem Begriff „Strahlenschaden" wird allgemein eine Hinderung der Leistungsfähigkeit des bestrahlten Menschen oder eine Schädigung seines Erbgutes verstanden. Ein derartiger Strahlenschaden kann nach Absorption von Strahlungsenergie hinreichend hoher Dosis auftreten. Das Zeitintervall, das stets zwischen der Absorption und einer Manifestation des Schadens liegt, wird „Latenzzeit" genannt. Wegen der unterschiedlichen Strahlensensibilität der verschiedenen Organe können dosisabhängig verschiedene Latenzzeiten beobachtet werden. Hieraus ergibt sich bereits die Einteilung in „Frühschäden" und „Spätschäden". Nach dieser Einteilung stellt der genetische Strahlenschaden eine spezielle Form des Spätschadens dar, der sich möglicherweise erst nach mehreren Generationen manifestiert. Als „akute Strahlenkrankheit" bezeichnet man Frühschäden, die als Folge einer Ganzkörperbestrahlung hervorgerufen werden. Eine Sonderstellung nimmt die Fruchtschädigung ein, die bei Bestrahlung von Schwangeren auftreten kann. Wegen der hohen Strahlensensibilität schnell wachsender Gewebe braucht die Mutter dabei keinerlei Schäden zu erfahren. Weiterhin muß zwischen Ganzkörperbestrahlung und Lokalbestrahlung streng unterschieden werden. Jedes Individuum verträgt an Lokaldosis ein Vielfaches einer Ganzkörperdosis. Diese lokalen Frühschäden sind aus der Strahlentherapie hinreichend bekannt. Ein wichtiger Faktor bei der Strahlenreaktion des Gewebes ist die Fraktionierung. Eine wiederholte Absorption kleiner Dosen ist biologisch weniger wirksam, als eine einmalige Bestrahlung mit der Summendosis. Es muß ferner unterschieden werden zwischen äußerer und innerer Bestrahlung. Als Prototypen der äußeren Bestrahlung können die

24

Strahlenbiologische Grundbegriffe

Röntgen-Tiefentherapiestrahlung und die Gammastrahlung angesehen werden. Oberflächliche Röntgen- Beta- und Alpha-Strahlen stellen zwar auch eine äußere Bestrahlung dar, sie lassen jedoch stets nur eine Teilkörperbestrahlung zu. Zu einer inneren Bestrahlung kommt es nach Aufnehmen von Radioisotopen. Bei homogener Verteilung des strahlenden Stoffes liegt eine echte Ganzkörperbestrahlung vor. Die chemischen Eigenschaften vieler Strahler bedingen jedoch eine Affinität zu bestimmten Organen. So werden Radium und Strontium primär im Knochen gespeichert, während z. B. Jod von der Schilddrüse selektiv aufgenommen wird. I n diesen Fällen haben wir es mit einer inneren Lokalbestrahlung zu tun. Eine besondere Bedeutung kommt den genetischen Schädigungen zu. Als Folge der Strahlungsabsorption kommt es zu Mutationen in den Genen. Dieser irreversible Vorgang ist unabhängig von der Fraktionierung der Strahlung. Es gibt keine Erholungsvorgänge. Die Schäden können sowohl nach Ganzkörperbestrahlung- als auch nach einer Lokalbestrahlung der Gonaden auftreten.

E. Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen 1. Die natürliche Strahlenbelastung Die ionisierende Strahlung ist keine Erfindung des Menschen, sondern sie trifft seit Jahrhunderttausenden alle Lebewesen auf der Erde. Auf dieses natürliche Strahlungsfeld haben sich offensichtlich alle Lebensvorgänge eingestellt. Ihrem Ursprung entsprechend läßt sich die Grundstrahlung in zwei Anteile aufgliedern: a) Die kosmische Strahlung (Höhenstrahlung) b) Die Erdstrahlung

Die kosmische Strahlung, die auf die Lufthülle der Erde auftrifft, enthält primär Protonen und Alpha-Teilchen, sowie auch wenige schwere Kerne. Erst die Abbremsung dieser Korpuskularstrahlung in den Luftschichten liefert die für uns meßbare Strahlung, die hauptsächlich Photonen, aber auch eine große Zahl verschiedenster Elementarteilchen liefert. Als Kernprozeß, der sich relativ häufig in der Atmosphäre abspielt, hat die Reaktion N-14 (n, p) C-14 eine gewisse Bedeutung. Das entstehende Radioisotop C-14 wird von den Pflanzen aufgenommen und kann über den Weg der Nahrung in den menschlichen Organismus gelangen. Wegen der langen Halbwertzeit des C-14 von 5750 y trägt dann die emittierte Beta-Strahlung zur Strahlenbelastung bei. Die Erdstrahlung wird durch die in der Erdrinde enthaltenen radioaktiven Stoffe hervorgerufen. Hauptsächlich wird die Strahlung durch die Zerfallsprodukte des Urans und des Thoriums bestimmt. Hinzu kommt das Kaliumisotop K-40, das im natürlichen Kalium mit etwa 0,012% enthalten ist. Es zerfällt mit einer HWZ von 109 y unter Emission von Beta- und Gamma-Strahlung. Die Zerfallsschemen der radioaktiven Reihen sind in den Abbildungen 7 und 8 wiedergegeben. Die gasförmigen Zwischenprodukte (Emanationen) Radon und Thoron können aus Erdinhomogenitäten austreten und so in die Luft gelangen. Durch Inhalation gelangt ein Teil der Emanationen in den menschlichen Körper und belastet dort primär die Lunge und die Bronchialschleimhaut. Da die Folgeprodukte des Radon wieder feste Stoffe sind, wird stets ein geringer Teil der inhalierten Radonmenge durch Zerfall in feste Form übergehen. Dieser Anteil bleibt in den Atmungswegen zurück und führt zu einer Dauerbelastung.

Dosiswerte für Strahlenexposition des Menschen

26

80TVi 232 (1.39 x 10t02/) i8Ra228 (MsThj) ß~

(6-72/)

(MsTh,) 39 AC ß~ (6.13A) 228 (RdTh) 90Th « (1-902/) 224 (ThX) 8SRa a j (3.64d) a« Em220 (Tn) a (54.5s) 216 (ThA) 81Po 22S

(o.oi4*/0)/r

(0.158s)

a(99,986°/o) 21i S2Pb (ThB)

(~3 x 10~4s)a

;3Bi212 ^(ThC)

(66.3•/,)/»• 2)2

4Po

(ThC') • (3.04 x 10 7s)a

ß'(lOM)'

«(33.7%) (60.5m)

i2pb208

. elTl208(ThC") ^Stable)

ß~(3.lm)

Abb. 7. Zerfallsschema der Thorium-Reihe

Eine kleine Radiummenge wird ferner mit Nahrungsmitteln und Trinkwasser vom Organismus aufgenommen. Die Ablagerung des Radium-226 erfolgt vorzugsweise im Skelettsystem. Nach R A J E W S K Y enthält der Gesamtorganismus im Mittel 1,4 • 10 ~4 juG, wovon auf das Skelettsystem 0,6 • 10" 4 ¡xG entfallen. Es wäre nun naheliegend, geschlossenen Räumen in Massivhäusern eine gewisse Schutz Wirkung gegenüber der Grundstrahlung zuzuschreiben. Nach Messungen von S I E V E R T und H U L T Q U I S T ist jedoch der Strahlungsbeitrag von Baumaterialien erheblich (30—120 mr¡y). Er kompensiert in jedem Falle die Schutzwirkung der Räume. Mit Hilfe der Werte von R A J E W S K Y und Mitarbeitern kann mit den in Tabelle 9 angegebenen Belastungen durch die natürliche Grundstrahlung gerechnet werden.

Die natürliche Strahlenbelastung

92

(4.498 x 10»y)

a ±

«.„Th^MUXa ß'(24.5d)

(UZ)91Pa

231

Isom. Trans. 0.12% (1.14m)

-

- 91 Pa 2 "(UX 3 ) ¿T99.85°/0 (1.14m)

(6.7A)/T

(Un) (2.67 x 105y)

a 90 Th

230

(Io) (8.3 x 104j/)

a 38 Ra

226

a

(1620i/)

„ E m ® (Rn) a

(3.825d)

81 Po

218

(RaA) a(99.96°/0)

(3.05ra) 82 Pb

214

(RaB)

/¡"(26.8m) 83®'211 (BaC) cc(0.04%) (19.7m) 81 Tl

210

(RaC")

1.32m) 82 Pb

ß~

210

(RaD)

(22y)

a(10- 4 to 10-50/„)

(~100%)/r 84 Po

210

„Tl 20 * (RaE")

(RaF)

/T(4.23m)

(138.3d)a 32 Pb

206

(Stable)

Abb. 8. Zerfallsschema der Uran-Reihe

28

Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen Tab. 9. Natürliche Strahlenbelastung des Menschen Dosis in mrem/Jahr Strahlung

Ganzkörper = Gonaden

Knochen

Lunge

35 70

35 70

35 70

Innere Strahlung: von K-40 von C-14 von Ra-226 von Rn u. Th

19 1,5 5

5 1,5 50

19 1,5 5 120

Gesamtdosis pro Jahr

etwa 130

etwa 160

etwa 250

Äußere Strahlung: Kosmische Strahlung Erdstrahlung

Die Dosisangaben der Tabelle 9 stellen Mittelwerte dar. Doppelte Jahresdosen bestehen an vielen Stellen der Erde seit Tausenden von Jahren, ohne daß die Bevölkerung dieser Gegenden sich in irgendeiner Weise von den Bewohnern von Landstrichen mit besonders kleinen Strahlungspegeln unterscheidet. Es ist eine offene Frage, bei welchen Dosiswerten das „Zuviel" und damit der Strahlenschutz beginnt.

2. Die zivilisatorische Strahlenbelastung Für eine Beurteilung der zivilisatorischen Strahlenbelastung muß zunächst zwischen der Exposition der Gesamtbevölkerung und der beruflichen Exposition einer Teilgruppe unterschieden werden. Die Strahlenexposition aus beruflichen Gründen stellt dabei eine Zusatzkomponente dar, die für diese Menschengruppe noch zu der allgemeinen Belastung der Gesamtbevölkerung hinzukommt. a) Exposition der Gesamtbevölkerung 3Iedizin: In Deutschland fehlen gegenwärtig Durchschnittszahlen für die jährlichen Röntgenuntersuchungen. Es ist aber zu vermuten, daß die steigenden Zahlen, die in anderen Ländern gefunden wurden, auch für Deutschland zutreffen. So betrug die jährliche Zahl der Röntgenuntersuchungen in: Schweden Großbritannien (1955)

etwa

2000000 12189801.

Für diese Untersuchungen muß mit den in den Tabellen 10 und 11 angegebenen Belastungen gerechnet werden.

Die zivilisatorische Strahlenbelastung

29

Tab. 10. Strahlenbelastung bei Röntgenaufnahmen (Mittlere Oberflächendosis je Aufnahme auf der Röhrenseite des Patienten) (Internationaler Radiologen-Kongreß, Kopenhagen 1953) Röhrenspannung (kV)

Organ

Finger und Hände (ohne Folie) Schulter Schädel seitlich Schädel von vorn Wirbelsäule seitlich Wirbelsäule von vorn Becken Lungen (großer Abstand) Magen Galle Nieren Zähne (nah, ohne Folie) Stirn (Stirnhöhle) (Kontaktaufnahme) . . . . Lungen, Tomographie mit Transversa] Schichtung Herz (Kymographie) Lungen (Reihenbildaufnahmen) Schwangerschaft

Dosis in r

4 0 - -50 5 5 --65 6 0 --65 6 5 --75 7 0 --85 65—75 7 0 --75 6 0 - -75 7 5 --90 7 5 --90 6 5 --85 5 0 --60 65—70

0, 06 0 , 7 --1,0 0 , 8 --1,2 1,2--1,6 1,8--3,5 1,6--2,5 2 _-2,5 0,04—0,2 1,5- 3 1,5--1,9 1,4--2,5 3 - -5 bis zu 75

75—80 8 5 --90 7 5 --80 85—95

0,5 2—4 0,2—0,5 3 - -6

Nur ein kleiner Teil der in den Tabellen angegebenen Dosiswerte tritt dabei als Gonaden-Dosis auf. Das Gleiche gilt für therapeutische Röntgen- und Gammabestrahlungen. Obgleich hier die Teilkörperdosen sehr hoch sein können (etwa 6000 r), lassen sich die Gonadendosen bei guter Technik in vielen Fällen gering halten ( < 5 r). Die Mehrzahl der Therapiepatienten kommt erst im nicht mehr generationsfahigen Alter zur Bestrahlung, so daß diese Expositionen im Rahmen der Erbschädigung der Gesamtbevölkerung keine erhebliche Rolle spielen. Tab. 11. Strahlenbelastung bei Durchleuchtung (Mittlere Oberflächen-Dosisleistung auf der Röhrenseite bei mittleren Betriebsbedingungen: FHA = 35 cm; I = 3 mA) (Nach L E M M E L , M A R T I N , S O R E N T I N O , Y A L O W u. W A C H S M A N N )

Röhrenspannung in kV (Pulsierende Spannung

60 80 100

Durchschnittliche Dosisleistung in r/min f ü r kleipe. und große Felder mit den folgenden Gesamt-Filterungen (in mm AI-Gleichwert) 1,5 mm AI

2 mm AI

3 mm AI

7 r/min 14 r/min 20 r/min

4,5 r/min 10 r/min 15 r/min

3 r/min 6 r/min 10 r/min

30

Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen

Die gleichen Gesichtspunkte gelten für die interne therapeutische Behandlung mit radioaktiven Strahlern. Radium-, Cobalt-60- und Gold198-Behandlungen treffen meist Patienten im nicht mehr generationsfähigen Alter. Therapeutische Schilddrüsenbehandlungen mit J-131 werden aus genetischen Erwägungen von verantwortungsbewußten Radiologen auch nur bei Patienten der höheren Altersklassen vorgenommen. Bei jungen Patienten ist der Operation der Vorzug einzuräumen. Die diagnostische Anwendung radioaktiver Stoffe stellt hingegen ein gewisses Problem dar, da sie Patienten aller Altersgruppen einschließt. Die Belastung des Patienten ist weitgehend von der Perfektion der Meßapparatur abhängig. So unterscheiden sich noch heute die Testmengen des radioaktiven Stoffes die in den verschiedenen Kliniken für ein und dieselbe Untersuchung verwendet werden, um den Faktor 10! Die notwendigen technischen Voraussetzungen für eine einwandfreie Untersuchungstechnik sind Gegenstand eines späteren Kapitels. Unter optimalen technischen Bedingungen kann die Gonadendosis für folgende üblichen Untersuchungen kleiner als 50 mrad gehalten werden: Schilddrüsenfunktionsdiagnostik Schilddrüsen-Lokalisationsdiagnostik Leberfunktionsprüfung Leberdarstellung Herzminutenvolumen-Messung Blutvolumen-Messung Nierendarstellung

mit J-131 mit J-131 mit J-131-Bengalrosa mit J-131-Bengalrosa oder Au-198 mit J-131-Serumalbumin mit J-131-Serumalbumin mit J-131-Urografin.

Die Strahlenbelastungen für die genannten Untersuchungen liegen bei optimaler Meßtechnik geringer als für die meisten röntgendiagnostischen Untersuchungen. Eine Ausnahme bildet die Darstellung der Hirntumoren mit J-131Serumalbumin. Die relativ hohe Testdosis von etwa 200 fxC bedingt eine vermehrte Gonadendosis. Auch hier werden jedoch meist Patienten höherer Altersklassen betroffen. Sonstige Strahlenquellen: Die Belastung durch Fernsehapparate ist nach neuesten Messungen völlig zu vernachlässigen. Die Strahlenbelastung bei Schuhdurchleuchtungen bedingt hingegen eine erhebliche Teilkörperdosis für Füße und Unterschenkel. Vor ihrer Anwendung ist besonders bei Kindern zu warnen! Mehrfache Wiederholung dieser Durchleuchtungen kann zu Wachstumsstörungen führen. Die Strahlenbelastung durch Leuchtzifferblätter von Uhren wird vielfach überschätzt. Der Radiumgehalt kann pro Uhr maximal mit

Die zivilisatorische Strahlenbelastung

31

1 /uC beziffert werden. Für den Träger einer derartigen Uhr ergibt sich daraus eine Strahlenbelastung, die bei etwa 1% der Grundstrahlung liegt. I n Großbritannien rechnet man 10—40 millirad/Jahr. Die Strahlenbelastung durch radioaktive Niederschläge (fall out) aus Kernwaffenversuchen stellt ein so umfangreiches Thema dar, daß hier nur eine kurze Zusammenfassung gegeben werden kann. Die Explosion einer „nominellen Bombe" (äquivalent 20000 Tonnen Trinitrotoluol) entwickelt etwa 1012 Curie an Spaltprodukten. Diese werden in große Höhen emporgetragen. Ein Teil setzt sich in der Nähe des Explosionsortes ab, während ein anderer Teil durch Luftströmungen erhebliche Entfernungen zurücklegen kann. I n den hierfür benötigten Zeiten klingt die Aktivität rasch ab, da ein erheblicher Teil der Spaltprodukte aus kurzlebigen Elementen besteht. Durch Niederschläge kann der fall out zu einer Erhöhung der Erdstrahlung beitragen. Die beiden Beta-Strahler Sr-90 und Y-90 stehen dabei im Vordergrund. Diese können z. B. durch die Biozyklus: Boden — Pflanzen — K u h — Milch — Mensch zur allgemeinen Strahlenbelastung beitragen. Weiterhin wurden in der Luft radioaktive Spaltprodukte nachgewiesen, die sich meist an Aerosole anlagern. Der fall out bedingt ferner einen Anstieg der Aktivität des Zisternenwassers. Hier wurde gelegentlich die zulässige Konzentration überschritten. Gegenwärtig kann mit einer mittleren Strahlenbelastung von 30 mrad/Jahr auf Grund der Atombombenversuche gerechnet werden. Eine gesundheitliche Gefährdung durch radioaktiven fall out ist gegenwärtig nicht zu befürchten. Eine Ausnahme stellt der Personenkreis dar, der auf Zisternenwasser angewiesen ist. Abschließend kann auf Grund britischer Schätzungen die mittlere Gonadenbelastung der Gesamtbevölkerung angegeben werden. Sie beträgt beim gegenwärtigen Stande der Zivilisation etwa 25—26% der natürlichen Belastung durch die Grundstrahlung. Es muß jedoch dabei berücksichtigt werden, daß eine hohe Zahl von Menschen durch zivilisatorische Einflüsse einem Vielfachen der mittleren Dosis ausgesetzt ist.

b) Die berufliche Strahlcnexposition I m J a h r e 1958 waren in Deutschland etwa 70000 Menschen beruf lieh mit radioaktiven Strahlern beschäftigt. Hinzu kommt die Gruppe derjenigen, die beruflich mit Röntgenstrahlen arbeiten. Die Aufgaben und die Art der Anwendung der ionisierenden Strahlung sind bei dem genannten Personenkreis so vielfältig, daß eine Klassifizierung der beruflichen Gefährdung nahezu unmöglich erscheint. Die folgenden Zahlenwerte sind daher nur als Durchschnittsangaben zu

32

Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen

werten. Die Exposition hängt neben den technischen Voraussetzungen weitgehend von dem Geschick und der Vorsicht des einzelnen ab. Medizin: Im Bereich der Röntgentherapie und der Therapie mit Gamma-Strahlung sind zwar die Dosisleistungen der Quellen hoch (50 bis 1000 r/min), die Belastung des Personals erreicht jedoch selten 10 mr/Woche. Die Ursache ist einmal der meist sehr gute technische Strahlenschutz, zum anderen entfallen alle Manipulationen am Patienten während der Bestrahlung. Im Bereich der Röntgendiagnostik gibt es dagegen eine erhebliche Zahl von Gefahrenquellen, obgleich der technische Strahlenschutz in Deutschland auch meist als ausreichend angesehen werden kann. Hierfür einige Beispiele: Bei chirurgischen Eingriffen unter Röntgendurchleuchtung ist eine gefährdende Exposition nur bei Verwendung von Röntgen-Bildverstärkern auszuschließen. Ohne derartige Bildverstärker sind Ganzkörperdosen von 500 mr pro Operation nicht selten. Die Angiokardiographie und die retrograde Pyelographie sind Untersuchungen, die einen guten Schutz durch Bleigummischürzen usw. erfordern, wenn die Ganzkörperdosis gering gehalten werden soll. Belastungen von 1000 mr und mehr sind in der Praxis gemessen worden. Bei Magendurchleuchtungen besteht ein ausreichender Schutz nur für den Untersucher im Schatten der Bleiglasscheibe. Ärztliche Zuschauer stehen dagegen meist seitlich und sind dann einer erhöhten Strahlenbelastung ausgesetzt. Dosen bis zu 100 mr pro Durchleuchtung sind möglich. Eine besondere Gefahr besteht für die Hände des Untersuchers beim Palpieren unter Durchleuchtung. Bleigummihandschuhe sind unbedingt notwendig. Schließlich besteht eine Expositionsmöglichkeit beim Umgang mit transportablen Röntgengeräten. Die fehlenden Schutzwände verleiten besonders bei Aufnahmen am Patientenbett zu einem ungenügenden Abstand von der Röhre. Dosen von 50 mr pro Aufnahme sind bei ungeschickter Handhabung möglich. Zahnaufnahmen können ebenfalls bei ungenügendem Abstand eine vermehrte Exposition der Assistentin erbringen. . Die weitaus größte Strahlenbelastung im klinischen Bereich trifft diejenigen, die therapeutische Behandlungen mit geschlossenen radioaktiven Strahlern vornehmen. Hier ist in erster Linie die Behandlung gynäkologischer Karzinome mit Radium oder Co-60 zu nennen. Eine strahlenschutzmäßige Betreuung dieses Personenkreises dürfte gegenwärtig eine der dankbarsten Aufgaben sein.

Die zivilisatorische Strahlenbelastung

33

Bei dem Packen der Radium- oder Co-60-Präparate in die entsprechenden Träger können bei mangelhaften technischen Voraussetzungen bis zu 5 r Wochendosis an Ganzkörperbelastung erzielt werden. Die gleiche Aktivitätsmenge unter optimalem Schutz gepackt, setzt die Belastung auf etwa 10 mr herab. Die Hände der Radiumschwester werden dabei jedoch stets stärker belastet sein. Ähnliche Belastungswerte ergeben sich für den Gynäkologen, der die Strahlenbehandlung durchführt. Auch hier sind bei hoher Patientenzahl und mangelhaftem Schutz Wochendosen von 5 r möglich. Durch entsprechenden Schutz läßt sich auch in diesem Falle die Gonadendosis auf ungefährliche Werte senken. Der schwächste Punkt des Strahlenschutzes sind wiederum die Hände. Bei der Applikation der Träger haben sich bisher alle technischen Hilfsmittel als nur beschränkt brauchbar erwiesen. Die medizinische Anwendung von offenen radioaktiven Strahlern bietet zwei Gefährdungsmöglichkeiten: Die Bestrahlung von außen und die Inkorporation. Die Gefahr der Inkorporation soll hier keineswegs bagatellisiert werden, sie stellt aber erfahrungsgemäß den kleineren Faktor dar. Da eigentlich ausschließlich Fachkräfte auf dem Gebiet der Radioisotope arbeiten, sind Inkorporationen außerordentlich selten. Die Gefahr liegt in analoger Weise zu den Radiumbehandlungen bei den therapeutischen Maßnahmen mit Radioisotopen. Während Radiumbehandlungen von den heute tätigen Gynäkologen zu einer Zeit erlernt wurden, die nur bedingt auf einen Strahlenschutz Rücksicht nahm, findet man die Isotopentherapie meist in den Händen gut geschulter Radiologen. Hinzu kommt ferner, daß die Isotopenabteilungen neu eingerichtet wurden, wobei ein entsprechender Strahlenschutz a priori berücksichtigt wurde. Infusionen und Injektionen mit Au-198-Lösungen können bei mangelhaftem Strahlenschutz bis 100 mr Ganzkörperdosis bei der Behandlung ergeben. Ähnliche Belastungswerte sind bei Umfüllarbeiten und Verdünnungen möglich. Eine stärkere Gefahrdung besteht im Falle chemischer Arbeiten mit Radioisotopen. Die Belastung ist natürlich von der Aktivitätsmenge abhängig. Durch die lange Zeit, die chemische Arbeiten in Anspruch nehmen, sind für Arbeiten im mC-Bereich Belastungen bis zu 1000 mr und mehr möglich. Ein lückenloser Strahlenschutz stellt die Voraussetzung für chemische Arbeiten dar. Im Curie-Bereich sind chemische Arbeiten überhaupt nur in geschlossenen Zellen mit Fernbedienung zulässig. Ein besonderes Problem stellt die Pflege und Betreuung der Patienten dar, die aus therapeutischen Gründen strahlende Substanz enthalten. Das Pflegepersonal kann auf großen Stationen Belastungen von 500 mr/ 3 F r o s t , Strahlenschutz

34

Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen

Woche ausgesetzt sein, wenn nicht durch Belehrung und Organisation Gegenmaßnahmen getroffen wurden. Diese Maßnahmen werden in einem späteren Kapitel geschildert. Materialprüfung: Die Materialprüfung mit Röntgen- und Gammastrahlem kann zu beliebig hohen Überexpositionen Anlaß geben. Die gute Schulung dieser Berufsgruppe macht erhöhte Körperdosen jedoch sehr selten. Manipulationen am bestrahlten Objekt entfallen im Gegensatz zu medizinischen Arbeiten völlig. Spezialbehälter mit motorischer oder pneumatischer Bewegung der Gammaquelle erleichtern den Umgang mit dem radioaktiven Material. Radiumverarbeitende Industrie: Die Herstellung medizinischer Präparate, die Bearbeitung radioaktiver Lumineszenzstoffe (Leuchtfarben) und die chemischen Arbeiten mit offenen Aktivitäten stellen außerordentliche Ansprüche an den Strahlenschutz. Neben der möglichen äußeren Strahlenbelastung besteht hier die Gefahr einer Inkorporation. Dies gilt besonders für Arbeiten mit offenem Radium und Thorium. Eine Inhalation von Radon und Thoron kann zu schwersten Erkrankungen Anlaß geben. Die gleiche Perfektion des Strahlenschutzes ist für die uranverarbeitende Industrie zu fordern. Hochspannungs-Vakuumröhren: Während man von Röntgenröhren eine Strahlenemission erwartet und einen entsprechenden Strahlenschutz vorsieht, ist dies bei anderen Entladungsröhren häufig nicht der Fall. Hochspannungsoszillographenröhren, Kathodenstrahlröhren und Hochspannungsgleichrichterröhren können ebenfalls Röntgenstrahlen emittieren. Dafür zwei Beispiele: Eine mit 15 kY, bei 200 juA betriebene Oszillographenröhre ergab in 30 cm Abstand eine Dosis von 0,3 r in 8 Stunden. Gleichrichterröhren von Tiefentherapiegeräten können in 1 m Abstand eine Dosisleistung von etwa 300 mr/h abgegeben. In beiden Fällen sind Strahlenschutzmaßnahmen erforderlich. Teilchenbeschleuniger: Die Emissionen von Teilchenbeschleunigern enthalten neben einer intensiven Korpuskularstrahlung der verschiedensten Art stets Gamma-Strahlung. Bei unzureichendem Strahlenschutz sind beliebig hohe Belastungen möglich. Deuteronen-Zyklotrone emittieren vorzugsweise schnelle und langsame Neutronen. Biologische Wirkungen werden hervorgerufen durch Einfangprozesse mit der daraus entstehenden harten Gamma-Strahlung, sowie durch Kernreaktionen in den Körperelementen. Die biologischen Wirkungen von Protonen, wie sie von einem Protonen-Synchrotron erzeugt werden, sind gegenwärtig noch nicht völlig

Die zivilisatorische Strahlenbelastung

35

geklärt. Die sekundär auftretenden Neutronen wirken biologisch in der oben geschilderten Art. Betatron-Geräte (Elektronenbeschleuniger) erzeugen durch ihre große Elektronenreichweite in Gewebe eine sehr starke biologische Wirkung. Für ein 15 MeV-Betatron kann in 30 cm Abstand vom Austrittsfenster mit einer maximalen Dosisleistung von 750 rad/min gerechnet werden. Im Target-Betrieb werden Röntgenstrahlen großer Energie emittiert. Folgende Zahlen können als Richtwerte dienen: 15 MeV-Betatron, Fokus-Abstand 50 cm: Dosisleistung etwa SO rad/min 31 MeV-Betatron, Fokus-Abstand 50 cm: Dosisleistung etwa 60 rad/min

Der Betrieb von Beschleunigungsanlagen setzt einen gut geplanten Strahlenschutz voraus. Ein Aufenthalt in dem Raum des Strahlenaustritts ist a priori unmöglich, daher sind Expositionen des Personals außerordentlich selten. Kernreaktoren: Der Neutronenfluß in Reaktoren erreicht je nach Reaktortyp Werte von 1012—1014 Neutronen/cm 2 , sec. Nach einer bestimmten Betriebszeit von wenigen Wochen bis Monaten werden im Reaktor bis zu 106 Curie an Beta- und Gammastrahlung erzeugt. Vorbehaltlich eines Unfalls, der hier unberücksichtigt bleiben soll, wird die Strahlung durch den Schutzmantel des Reaktors abgeschirmt. Damit bleiben als Gefahrenquellen, die Beladung und Entladung des Reaktors, sowie Untersuchungen am Reaktor übrig. Bei Arbeiten am Reaktor selbst kann es gelegentlich zu Überexpositionen kommen. Es ist dann eine Frage der Organisation, den vermehrt belasteten Personenkreis in Ausgleichzeiten mit inaktiven Arbeiten zu beschäftigen. Eine besondere Beachtung verdient die Entladung des Reaktors, d. h. die Entnahme des strahlenden Materials. Bei fahrlässiger Handhabung sind außerordentlich hohe Ganzkörperdosen möglich. Entnahme und Weiterbeförderung des strahlenden Materials sollten am besten automatisch, mindestens aber durch Fernbedienung erfolgen. Die weiteren, meist chemischen Arbeiten mit den Strahlern werden fast ausschließlich unter Vollschutz verlaufen, d. h. eine besondere Gefährdung ist dann nicht mehr zu erwarten. In Reaktor betrieben gibt es eine so hohe Zahl von Expositionsmöglichkeiten, daß diese hier nicht gesondert dargestellt werden können. I m Verlauf des praktischen Kapitals wird jedoch auf einige Probleme eingegangen werden. Technische Strahlenquellen: Die Zahl der technischen Anwendungen für radioaktive Strahler ist in letzter Zeit derart angewachsen, daß hier nur einige Beispiele genannt werden können. An erster Stelle ist die Strahlenpolymerisation von Kunststoffen mit Co-60-Großquellen zu nennen. Die Quellen enthalten bis zu 5000 C und. 3*

Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen

36

geben in 1 m Abstand Dosisleistungen von etwa 100 r/min. Noch stärkere Dosisleistungen entwickeln Linearbeschleuniger, die für Strahlensterilisationen usw. eingesetzt werden. Mit diesen Geräten lassen sich in 1 m Abstand etwa 10000 r/min erreichen. Da mit diesen Anlagen innerhalb kürzester Frist letale Dosen erzielt werden können, ist ein perfekter Strahlenschutz vorauszusetzen. Für die Messung der Dicke von Materialschichten werden Beta- und Gamma-Strahler in mC-Bereich verwendet. Käufliche Anlagen werden dabei meist so strahlengeschützt geliefert, daß Personalexpositionen kaum vorkommen. Bei der Aktivierungsanalyse von Bohrlöchern werden Neutronenquellen verwendet, die bei fahrlässiger Handhabung hohe Expositionsdosen abgeben können. Trotz der „lästigen" Bleimengen ist eine Doppelmantelabschirmung der Quellen unbedingt erforderlich. Die für Steuer- und Regelaufgaben eingesetzten kleinen Präparate (z. B. für Füllstandsmessungen) sind bei Lieferung durch die Fachindustrie meist ausreichend geschützt. Erfahrungsgemäß sind dagegen Eigenbauten derartiger Anlagen in artfremden Industriezweigen häufig mangelhaft abgeschirmt. Je nach Stärke des Präparates sind auch hier erhebliche Überexpositionen möglich. 3. Hochstzulässige Strahlenbelastungen a) Höchstzulässige Strahlenbelastung ohne Bücksicht auf gen. Schäden Als Krankheit bezeichnet man allgemein einen Zustand, der in eine Bedrohung des Lebens übergehen kann. Im Falle der Strahlenkrankheit des Menschen beginnt eine Gefahrdung etwa mit einer Ganzkörperdosis von 25 r bei einmaliger Exposition. R A J E W S K Y und Mitarbeiter haben auf Grund der bekannten Katastrophenfalle die in Tabelle 10 mitgeteilten Richtwerte zusammengestellt. Tab. 10. Voraussichtliche Auswirkung einer einmaligen Ganzkörper-Bestrahlung des Menschen (mit y-Strahlen, ohne Berücksichtigung ärztlicher Maßnahmen) ( R A J E W S K Y U. Mitarb.) Frühschädigungen 20-

30 r

7 5 - 150 r 3 0 0 - 600 r

6 0 0 - 1000 r

maximal zulässige Dosis, wenn klinische Schäden mitSicherheit vermieden werden sollen Strahlenkrankheit, erste Todesfälle allgemein schwere Strahlenkrankheit zu erwarten, die in etwa 50% aller Fälle zum Tode führen wird. fast sicher tödliche Dosis

25 r GefährdungsDosis 100 r kritische Dosis 400 r mittelletale Dosis 700 r letale Dosis

37

Höchstzulässige Strahlenbelastungen.

b) Höchstzulässige Belastung unter Berücksichtigung genetischer Schäden Die Angabe zulässiger Dosen ist von einer Reihe von Faktoren abhängig, deren Erfassung häufig recht schwierig ist. Im Falle des beruflichen Umganges mit verschiedenen Strahlenquellen müssen die niedrigsten Werte als Richtzahlen zugrunde gelegt werden. Folgende Punkte müssen beachtet werden: a) Die zulässigen Dosen sind um so kleiner zu wählen, je größer der Personenkreis ist, der einer Bestrahlung ausgesetzt sein kann. ß) Für die Zulässigkeit der Dosen ist zu beachten, ob es sich um regelmäßige berufliche Belastungen handelt, oder ob nur gelegentliche außerberufliche Expositionen in Betracht kommen. y) Alter, Konstitution und evtl. frühere Expositionen sind bei der Dosiskalkulation zu berücksichtigen. ö) Bei Teilkörperbestrahlungen ist der mögliche Prozentsatz an Gonadendosis zu ermitteln. e) Neben der äußeren Einstrahlung muß die Möglichkeit der Inkorporation geprüft werden. Neben diesen Faktoren wird die Höhe der zulässigen Dosis natürlich von der biologischen Wirksamkeit der Strahlenart bestimmt. Ganzkörperdosis: Die Festlegung von zulässigen Dosen geht nach J a e g e r [4] davon aus, daß vom 18. Lebensjahr ab die jährliche Dosis von 5 rem nicht überschritten werden darf. Für die Summation der Ganzkörperdosis D mit steigender Anzahl der Lebensjahre N gilt dann folgende Gleichung: D = 5 (N — 18) [rem].

(25)

Wegen der langen Ausbildungszeit fachlich qualifizierter Arbeitskräfte ist die Zahl 18 meist zu niedrig angesetzt. Die zeitliche Verteilung der Einzeldosen ist keinem strengen Schema unterworfen. In Einzelfallen dürfen Dosisüberschreitungen ohne Bedenken als zulässig angesehen werden. Als Richtwerte für die Gesamtbelastung, die unbedingt eingehalten werden müssen, gelten folgende Zahlen: Zulässige Zulässige Zulässige Zulässige

Dosis Dosis Dosis Dosis

im Vierteljahr im Jahr bis zum 30. Lebensjahr für jedes weitere Jahrzehnt

3 5 60 50

rem rem rem rem

38

Dosiswerte für die Strahlenexposition dea Menschen

Nur bei absolut kontinuierlicher Belastung ist eine Wochendosis von 0,1 rem strikt einzuhalten. Daraus resultiert die Forderung, daß allen Strahlenschutzeinrichtungen eine maximale Dosis von 0,1 rem/Woche

zugrunde zu legen ist. Als höchste zulässige Einzeldosis bei Ausgleich durch eine entsprechende bestrahlungsfreie Zeit kann 2 rem angesehen werden. Teilkörperdosis: Die zulässigen Teilkörperdosen liegen wesentlich höher, mit Ausnahme einer Teilkörperbestrahlung des Unterkörpers (Gonadendosis). Bei einer äußeren Bestrahlung von Händen, Unterarmen und Füßen ergeben sich folgende Werte: Zulässige Dosis im Vierteljahr Zulässige Dosis im Jahr

20 rem 75 rem

Bei einer äußeren Bestrahlung der Haut mit Strahlenarten und Strahlenqualitäten, die keine Tiefendosis ermöglichen (weiche Betastrahlen, Röntgenstrahlen bis 16 kV, Alpha-Strahlen), gelten folgende Werte: Zulässige Dosis im Vierteljahr Zulässige Dosis im Jahr

8 rem 30 rem

Bestrahlungen der Augenlinsen sind dabei ausgenommen. Bei einer inneren Bestrahlung der Gonaden, der blutbildenden Organe und anderer innerer Organe mit Ausnahme der Schilddrüse gelten folgende Werte: Zulässige Dosis im Vierteljahr Zulässige Dosis im Jahr

4 rem 15 rem

Für einen Personenkreis, dessen Tätigkeit nur gelegentlich den Umgang mit strahlendem Material vorsieht, gelten geringere Belastungswerte. Zu diesen Personen, die nicht beruflich als strahlenexponiert gelten, zählen z. B. Reinemachefrauen, Transportpersonal, Laboratoriumsboten usw. Für diese gilt als zulässige Dosis im Jahr

1,5 rem

Innere Strahlenbelastung: Die biologische Gefährdung bei Inkorporation strahlender Isotope geht am eindeutigsten aus Tabelle 11 hervor. Die häufig verwendeten Nuklide wurden in vier Gruppen nach steigender Toxizität eingeordnet. Die Reihenfolge innerhalb einer Gruppe ist nicht nach steigender Gefährlichkeit, sondern nach steigender Atomnummer dargestellt.

Höchstzulässige Strahlenbelastungen

39

Tab. 11. Einteilung der Radioisotope nach ihrer biologischen Radiotoxizität Klasse 1 Sehr hohe Radiotoxizität

Sr 90 + Y 90, Pb 210* + Bi 210 (RaD + E), Po 210, At 211, Ra 226 + Folgeprodukte*, Ac 227, U 233*, Pu 239, Am 241», Cm 242.

Klasse 2 Hohe Radiotoxizität

Ca 45, Fe 59*, Sr 89, Y 91, Ru 106 + Rh 106*, J131*, Ba 140* + La 140, Ce 144 + Pr 144*, Sm 151, Eu 154*, Tm 170*, Th 234* + Pa 234*, Nat. Uran*.

Klasse 3 Mittlere Radiotoxizität

Na 22*, Na 24*, P 32, S 35, C1 36, K 42*, Sc 46*, Sc 47, Sc 48*, V 48*, Mn 52*, Mn 54*, Mn 56*, Fe 55, Co 58*, Co 60*, Ni 59, Cu 64*, Zn 65*, Ga 72*, As 74*, As 76*, Br 82*, Rb 86*, Zr 95* + Nb 95*, Nb 95*, Mo 99*, Tc 98, Rh 105*, Pd 103 + Rh 103, Ag 105*, Ag 111, Cd 109 + Ag 109*, Sn 113*, Te 127*, Te 129*, J 132*, Cs 137 + Ba 137*, La 140*, Pr 143, Pm 147, Ho 166*, Lu 177*, Ta 182*, W 181*, Re 183*, Ir 190*, Ir 192*, Pt 191, Pt 193*, Au 196*, Au 198*, Au 199*, T1 200, T1 202, T1 204, Pb 203*.

Klasse 4 Schwache Radiotoxizität

H 3, Be 7*, C 14, F 18, Cr 51*, Ge 71, T1201*, (* bedeutet Gammastrahler)

Tabelle 12 (Seite 40ff.) enthält die maximal zulässigen Dosiswerte für eine große Zahl radioaktiver Isotope.

40

Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen

Tab. 12. Maximal erlaubte Dosis und ausgeschiedene Aktivitätswerte bei einmaliger Nucleonics 6, Aktivität in /iC/cm 3 bezogen auf das kritische Organ bei einmaliger Verabreichung Radio isotop

H

C14 (C02)

F18

Na

24

p32

35

Cl38

K

42

Ca

45

Sc 48

Knochen Lunge Magen-Darm Fett Knochen Lunge Magen-Darm Knochen Lunge Magen-Darm

Inhalierte Dosis

0,043

0,3

15,7

0,043

0,3

15,7

rem/ Tag

rem/ Woche

rem/ Jahr

rem/ Tag

rem/ Woche

rem/ Jahr

5

60

Gesamtkörper Lunge Magen-Darm

3

Be'

S

Dosis

Kritisches Organ

5 5

5

90

90

2.10-

2

60

9.10"

3

5

i o -

4

7.10~4

7.10"

4

9.10

- 3

4.10"

4

2.10-

10"

5

6.10-

6

3.10"

8

2.10"

6

i o -

3

4.10

3 5

0,1

0,2

1

2.10-

5

2.10-

5

2.10-

4

1

1

2

2.10"

4

2.10-

4

3.10-

4

6.10-

8

6.10-

8

2.10

10~

6

7.10"

5

4.10-

10"

4

10"

3

5.10-

2

10-«

9.10"

5

5.10"

3

6.10"

2

0,4

20 4.102

7

1

> 7

> 1

>4.10

2

3

6.10"

2

3

Knochen Lunge Magen-Darm

2.10"2

2.10-

2

0,4

8.10"

8.10"

2

4

0,2 6.10-

10 2.10-

Knochen Lunge Magen-Darm

0,1

3.10-

2.10"

8.10-

6.10-

2

3

0,2 3

0,1

Muskeln Lunge Magen-Darm

Leber Milz Lunge Magen-Darm

4

6.10"

6

2.10-

Gesamtkörper Lunge Magen-Darm

7.10-

6

- 4

Gesamtkörper Lunge Magen-Darm

Haut Lunge Magen-Darm

4

6.10-

9.10"

4.102

0,1

7.10-

4.10-

2

3

8.10-

2

2

2

2.10"

8

2.10-

7

10"

6

2.10-

6.10-

i o -

8

5.10-

6

10"

5

5.10-

4

4.10-

5

8

10"'

IO"

8

10~5 5.10"

5

2.10-

5

2.10-«

6.10-

8

6.10-

8

3.10-

6

i o -

8

8.10-

8

4.10-

4

- 5

2.10-

6

io-

4

10"«

IO"

8

3.10"

8

10~B

8.10-

4

2.10

5

3.10-

3.10

- 4

8

i o -

6

7.10-

4

4.10"'

2.10"

8

IO"

4

6.10"'

4.10-

6

2.10"

4

8.10"

8

9.10"

8

2.10-

5

4.10"

8

4.10-

8

2.10-

6

3.10-

8

2.10-«

102

10"

8

9

102

2.10"

8

0,1

10"

7

6

3

- 2

4

3.10-

8

3.10-

> 5 . 1 0

3

5

6.10"

6

4.10"»

3

8

6

1

> i o -

5.10"'

2.10-

7

0,1

4

4

0,3

0,1 2

2 0,9

0,1 2.10"

0,3 2

0,1 2

4

> 1 0 -

- 5

i o -

3

8

2.10-«

8

3.10-

6

3.10"'

3.10"'

i o -

8

7.10-®

5.10-'

2.10-

5

i o 2.10"

Höchstzulässige Strahlenbelastungen

41

Verabreichung und Dauerbestrahlung (nach K. Z. MORGAN und M. R. FORD: 32 (1954) Maximal erlaubte Halbwertzeit Ausscheidung in den biolobei gische ersten Dauereffektive physika- (bezogen Tagen be(in auf das nach Ver- strahlung lische kritische Tagen) abreichung //C/Tag Organ) W Spuren Spuren 102 3.102

0,6 6 2 40 40 40 8 9 2 5 5 30

19

19

Gesamtkörper Lunge Magen-Darm

H3

4

54,5 d

400

48

Knochen Lunge Magen-Darm

Be

0,7

5760 a

35

35

Fett Knochen Lunge Magen-Darm

2

112 m

140

0,078

Knochen Lunge Magen-Darm

pi8

0,8

15 h

29

0,61

Gesamtkörper Lunge Magen-Darm

Na 24

0,5

14,3 d

0,6

C

14

(C0 2 )

1200

14

Knochen Lunge Magen-Darm

p32

88 d

22

18

Haut Lunge Magen-Darm

S35

4,4.10 5 a

29

29

Gesamtkörper Lunge Magen-Darm

0,2

12,4 h

33

3.10- 3

152 d

18000

151

Knochen Lunge Magen-Darm

Ca 45

85 d

15

13

Leber Milz Lunge Magen-Darm

Sc"

5

0,1 3 6

Radioisotop

12,6 a

4.102

4 3.102 Spuren Spuren

Kritisches Organ

0,51

Muskeln Lunge Magen-Darm

C1

K

36

42

42

Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen Tab. 12. Aktivität in fi C/cm3 bezogen auf das kritische Organ bei einmaliger Verabreichung

Radio isotop

Sc47

Sc«

v«

Cr

Kritisches Organ

Leber Milz Lunge Magen-Darm Leber Milz Lunge Magen-Darm Knochen Lunge Magen-Darm

51

Mn

56

Nieren Lunge Magen-Darm Nieren Leber Lunge Magen-Darm

Dosis

Inhalierte Dosis

0,043 rem/ Tag

0,3 rem/ Woche

15,7 rem/ Jahr

0,043 rem/ Tag

0,3 rem/ Woche

15,7 rem/ Jahr

10 20

30 40

103 2.103

9.10"4

6.10"3

3.10-« 5.10" 6 2.10"« 2.10" 7

6.10-« 8.10"6 3.10-« 10- 6

3.10- 4 4.10- 4 io-4 6.10- 6

4 7

10 20

4.10"4

3.10- 3

9.10"7 2.10-« 3.10 - 7 7.10-®

2.10"6 4.1O-0 6.10"7 5.10"7

io-4 2.10- 4 3.10- 6 3.10" 5

2.10- 5 2.10"7 5.10- 8

3.10- 5 2.10- 7 4.10"7

5.10- 4 3.10-« 2.10- 5

5.10" 4 3.10" 6 4.10" 6

5.10- 4 3.10" 5 3.10" 5

5.10- 3 4.10- 4 2.10- 3

3.10-« 5.10" 6 10-« 5.10"7

2.10"4 3.10- 6 8.10-« 4.10" 6

IO- 2 2.10- 3 4.10" 4 2.10- 4

6.10- 5 6.10" 6 2.10- 5

6.10- 6 6.10" 5 2.10- 4

2.10~ 4 io-4 8.10- 3

7.10- 7 4.10" 7 5.10- 7

7.10- 7 4.10- 7 3.10- 6

6.10-« 3.10"» 2.10- 4

10" 5 2.10" 4 2.10- 7 8.10"8

2.10" 5 2.10- 4 2.10- 7 5.10"7

4.10- 4 4.10- 3 6.10- 7 3.10-«

2.10" 4 7.10" 6 7.10 - 7

3.10" 4 7.10"6 5.10"8

6.10- 3 2.10" 5 2.10- 4

7.10-® 3.10" 6 9.10" 7

3.10- 5 IO"5 6.10"6

2.10- 3 8.10"4 3.10- 4

8.10- 5 io-6 4.10- 7

9.10" 5 10" 6 2.10"«

9.10- 4 3.10" 6 IO"4

10

10

3.10-"

2.10- 3

20

30

2.10"2 0,2 0,4 3.10" 3

0,2

0,3 5.102 9.102 0,1 2.102 0,1 3.102 9

1 2

60 102

2.10" 2

1

55

Blut Lunge Magen-Darm

0,4 0,1

0,9

Fe 5 9

Blut Lunge Magen-Darm

5.10 - 3

5.10- 3

3.10- 3

2.10- 2

1

Leber Milz Lunge Magen-Darm

0,2 2

0,3 3

7 70

Fe

Co

Ni

60

59

Cu

Zn

64

65

Leber Lunge Magen-Darm

0,4

2 50 4.10- 2

4.10- 4

3.10- 3

0,2

3

4

102

4.10- 3

3.10" 2

1

2

0,4

Leber Lunge Magen-Darm

9.10-

5.10 - 3

4.10- 2

2

Knochen Lunge Magen-Darm

2

2

30

IQ-2

0,7

2.10- 3

20

43

Hochstzulässige Strahlenbelastungen Fortsetzung Maximal erlaubte Ausscheidung

Halbwertzeit

in den bei ersten DauerTagen bephysikanach Ver- strahlung lische abreichung ft C/Tag

biologische (bezogen auf das kritische Organ)

effektive (in Tagen)

15

2,8

Leber Milz Lunge Magen-Darm

Sc 47

44

15

1,6

Leber Milz Lunge Magen-Darm

Sc 48

16 d

50

12

Knochen Lunge Magen-Darta

20

265 d

110

22

Nieren Lunge Magen-Darm

Cr"

7.10" 2

2,6 h

5

Nieren Leber Lunge Magen-Darm

M n

Blut Lunge Magen-Darm

Fe"

Blut Lunge Magen-Darm

Fe 5 9

Leber Milz Lunge Magen-Darm

Co 60

8

Leber Lunge Magen-Darm

Ni 5 9

0,53

Leber Lunge Magen-Darm

Cu M

Knochen Lunge Magen-Darm

Zn 8 5

(fiC)

0,2

3,44 d

40 10 6.10" 2 8 6 0,3 3 5 4.10 2 3.102

0,106

90 40 102 2.10 2

7

7.10 - 2

46 d

65

27

1 2

0,1 —

—

—

2 5 2

1,54 d

8

12.8

39

250 d

23

70 50 102 60

0,1

2 10 30

21

Kritisches Organ

Radioisotop

5 6

44

Dosiswerte für die Strahlenexposition des Menschen Tab. 12.

Aktivität in juC/cm3 bezogen auf das kritische Organ bei einmaliger Verabreichung Radioisotop

Ga72

Ge71

As 76

Rb 8 6

Kritisches Organ

Knochen Lunge Magen-Darm Nieren Lunge Magen-Darm Nieren Lunge Magen-Darm Muskeln Lunge Magen-Darm

Sr 89

Knochen Lunge Magen-Darm

Sr 90

Knochen Lunge Magen-Darm

y91

Knochen Lunge Magen-Darm

+ yso

Nb 95 Mo 99 Tc 96 Ru 106

+ 106

Rh

Rh 105

Knochen Lunge Magen-Darm Knochen Lunge Magen-Darm Nieren Lunge Magen-Darm Nieren Lunge Magen-Darm Nieren Lunge Magen-Darm

Dosis 0,043 rem/ Tag

0,3 rem/ Woche

10

70

5.10- 4

4.10-3

60

102

2.10" 2

0.1

Inhalierte Dosis 15,7 rem/ Jahr

0,043 rem/ Tag

0,3 rem/ Woche

15,7 rem/ Jahr

4.103

6.10-« 3.10-' io-7

3.10" 5 io-« 7.10-'

2.10- 3 7.10- 5 4.10- 5

3.10~4 3.10- 5 3.10" 6

4.10 - 4 4.10- 5 2.10- 6

2.10- 2 9.10- 4 IO-3

6.10-« 3.10" 7 4.10- 8

2.10" 6 10"« 3.10- 7

IO-3 6.10- 6 2.10- 6

0,2 4.103 6

2

80

2.10- 4

2.10-3

9.10-2

4.10- 2

5.10- 2

1

0,5

>4.10- 2 >5.10-2 2.10- 2 2.10-2 7.10-* lo-2

5.10-3

4.10-«

3.10-3

20

20

3.10- 4

2.10-3

0,1 2.10- 3

10-2

0,1 10-3

0,1 0,7

2.10-2

10-*

0,1 80

10"2

3.10- 3

4

0,3 10-2

2

70

10-3

0,1

0,1 102

0,1

>1

0,2 7.10- 3

5.103 1 10 0,4

5

50

8.10" 4

4.10-2

0,3 7.10-3

. 10 0,4

5.10" 8 7.10"« 2. IO"4 5.10" 7 5.10- 7 7.10-« >5.10" 6 >7.10" 6 >2.10" 4 2.10-" 6.10" 7 io-7

3.10-« 6.10" 7 9.10" 7

IO"5 4.10-« 5.10" 5

io-« 3.10- 7 7.10-"

io-« 3.10" 7 5.10- 7

10-« 8.10- 7 2.10-3

4.10-« 6.10~7 5.10-«

4.10"« 6.10" 7 3.10- 7

2.10-« 4.10-« 2.10-3

2.10- 8 7.10- 7 3.10- 7

2.10-6 7.10" 7 2.10-«

2.10- 4 6.10-« 10- 4

8.10- 3 7.10- 7 5.10- 7

2.10-2 IO"6 4.10" 6

0,7 6.10-3 2.10- 4

io-5 2.10- 7 2.10- 7

3.10" 5 4.10- 7 IO"6

IO"3 IO"5 6.10-3

9.10-' 2.10" 7 2.10-3

10" 6 2.10- 7 10" 7

IO"6 7.10- 7 7.10-3

5.10-« 9.10 - 7 2.10- 7

IO"6 2.10-« IO"«

6.10- 4 io-4 6.10- 5

Höchstzulässige Strahlenbelastungen

45

Fortsetzung Maximal erlaubte Ausscheidung

Halbwertzeit

in den bei ersten DauerTagen physikabenach Verlische strahlung abreichung /tC/Tag • 2 o— 1 - ß - og M > © S

o o o

H H « m o o

TH eq

OOOOOOOco" o o o o o o o o

¡2 —••—'H m t^Neo ® o © O ** i-H ei t- 00 00 1-H lrt CO CO 00 CO o ä o ¿O ¿ ¿ ¿ ¿ J *

g M 8 et S I3? S M M ^CBJS S ö ü

•O

ÖD CO a

0 PS

OJ

00^ US Cj C-l 00^ o r-i ci co ic co^ >

' H M a ST S] o" ST 5T o © i-T F-i ei Iii >o o

1 ö

o >

§

t3

m X!

^h e i cvT^jT ( - i - oo i ~ —'i-H 00 iq t- oo HMN

.

^

rt

© fh i-i ci »d eT oö"eT cq oo^ cq cq r-^ _^ HNMlOOJHl^H —— —I1— O co co_ o co ej i-ieico'«t'oooo-H>o rt Cf—' O oo uq oj oo OFHeicOliicO H rt* "—••—"—-1—i CO .-< AI i ! 8umiuuds -uaiilQa

lOOOOOOOO HHNN^IIOO

ea l-H

o o o o o o o ®

a-5 13 ? ? h!»

l3 i ^ ä1 M ^Pi—' o^ 11 IO GC I1 co" oj t^ ei ei IHHNIOX ^ m 10 in ì" iT >0^^FH 00" 5" ^H o" CD5? i3Ch 9 5 i £.e i> J ^ g 2 pQ —'^1-1 rtHWMlOOO

3 O i ^ . s i_. pHg ^l 8 w © !I P^s IC g>.8 A i ni AI «l Sutura Eds W © © 0 © 0 © 0 © " 2 Jh ännuntids -jo^iaqoe r - o m o i n o © o © -ja^ioiloe H H N N ^ I I O I-H O O