Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen - Universität Regensburg

Vorlesung: 

Strahlenschutz in der Praxis beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen 

und Tätigkeiten in fremden Anlagen 

von 

AOR Dr. Robert Schupfner, 

Zentrales Radionuklidlaboratorium – Umweltradioaktivität der NWF IV (ZRN-URA) 

Strahlenschutzbeauftragter (§15 StrlSchV) und Strahlenschutzbevollmächtigter ZRN-URA 

Die Anwendung von Radionukliden oder die Bestrahlung mit Neutronen ist für einige 

Forschungsgebiete unabdingbar. Dem Nutzen der Anwendung ionisierender Strahlung stehen 

aber auch gesundheitliche Risiken gegenüber. Anwender, Strahlenschützer und 

Strahlenschutzverantwortliche müssen den Schutz vor den schädlichen Auswirkungen 

ionisierender Strahlung gewährleisten. Der Anwender/die Anwenderin von ionisierender 

Strahlung beim Umgang mit radioaktiven Stoffen oder bei der Nutzung der Neutronenstrahlung 

muss sich des Doppelcharakters dieses Arbeitsinstruments stets bewusst sein. Dabei 

sind die Anwender/innen mit rasch ändernden Auflagen, immer niedrigeren Grenzwerten, 

komplexen Berechnungsgrundlagen und Grundbegriffen sowie wachsenden Verwaltungsaufwand 

konfrontiert, insbesondere bei 

a) der Inkorporationskontrolle (§41 StrlSchV) , 

b) der Entsorgung von radioaktiven Abfällen (§§72 StrlSchV), 

c) der Freigabe (§29 StrlSchV) und 

d) Tätigkeiten in fremden Anlagen (§15 StrlSchV). 

Die Vielzahl der dabei zu vollziehenden Auflagen und Schutzvorschriften sind vielfältig und 

auf den ersten Blick unübersichtlich. Diese Veranstaltung soll das erforderliche aktuelle 

Grundwissen im Strahlenschutz übersichtlich vermitteln und vertiefen, so dass es in der Praxis 

bei vertretbarem Aufwand nachhaltig umgesetzt werden kann. Sie richtet sich an alle 

Praktiker (Studierende, wissenschaftliche und technische Mitarbeiter/innen) und 

Strahlenschutzbeauftragte der Universität Regensburg, 

a) die mit radioaktiven Stoffen im Rahmen der Umgangsgenehmigung der Universität 

Regensburg umgehen oder umgehen sollen und 

b) die vor Beginn der Tätigkeit in fremden Anlagen dieses Grundwissen aufgrund des 

Abgrenzungsvertrags mit der fremden Anlage oder Einrichtung nachweisen müssen. 

Die Veranstaltung wird als Block angeboten. 

Sie findet statt am 17.1. im Raum Che 12.0.19 und am 18.1. 1008 (Che 33.0.87). 

Sie beginnt jeweils um 8:15 Uhr und endet ca. 12:00 Uhr. 

Die Termine für den praktischen Teil und für die Klausur werden während der Vorlesung 

vereinbart. Es wird ein Skript ausgegeben. 

Personen, die eine erfolgreiche Teilnahme bestätigt bekommen wollen, müssen 

a) Regelmäßig an allen Veranstaltungsteilen teilnehmen. 

b) ihr erworbenes Wissen durch eine Leistungskontrolle belegen. Diese geschieht durch 

Klausur für (Studierende und wissenschaftliche Mitarbeiter/innen) oder durch praktische 

Prüfung (andere Ausbildung). 

Die Veranstaltung umfasst folgende Teile: 

I

Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen ___________________ 1 

A. Anwendung von radioaktiv markierten Verbindungen____________1 

B. Grundlagen______________________________________________ 2 

Stabilität und Radioaktivität 

Stabilität der Elemente (Grundbegriffe) 

Radioaktivität 

Radioaktiver Zerfall 

Gesetz des radioaktiven Zerfalls 

Aktivität und Masse 

Begriffe und Einheiten 

Aktivität, spezifische Aktivität, Aktivitätskonzentration 

- Radioaktives Gleichgewicht 

- Radioaktive Zerfallsreihen 

- Natürliche und künstliche Radionuklide 

- Zerfallsarten und Wechselwirkung mit Materie 

Wirkung ionisierender Strahlung auf den menschlichen Körper 

Strahlenexposition, innere, externe 

Dosis und Risiko 

Inkorporation und Dosiskoeffizient 

Kritisches Organ bzw. Gewebe 

Radionuklide: 3 H, 14 C, 32 P, 33 P, 35 S, 125 I 

Teil 2: Übersicht über die rechtlichen Vorgaben: Die Strahlenschutzverordnung______________________________________________ 

25 

C. Strahlenschutzgrundsätze______________________________________ 25 

Gefahren durch ionisierende Strahlung 

Strahlenschutzgrundsätze 

Schutzvorschriften und Grenzwerte 

Dosimetrische Größen und Gewebe- und Strahlenwichtungsfaktoren 

Begriffsbestimmungen (§3 StrlSchV) 

D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle____________________________ 31 

Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle__________________ 34 

E. Grundlagen und Begriffe______________________________________ 34 

F. Richtlinie „Physikalische Strahlenschutzkontrolle“_________________ 35 

II

Teil 4: Vermeidung von Kontamination und Kontaminationskontrolle__ 40 

G. Kontaminationskontrolle____________________________________ 40 

H. Freigabe_________________________________________________ 46 

I. Schutz von Boden, Wasser, Luft______________________________ 46 

Teil 5: Radioaktive Abfälle: Vermeidung, Behandlung, Deklaration und 

Entsorgung____________________________________________________ 47 

J. Radioaktive Abfälle________________________________________ 47 

K. Vermeidung von radioaktiven Abfällen________________________ 48 

L. Planung für Anfall und Verbleib (§72 StrlSchV)________________ 48 

M. Erfassung radioaktiver Abfälle (§73 StrlSchV)_________________ 50 

Teil 6: Anwendung von Messmethoden -Spektrometrie zur Bestimmung 

von Radionukliden___________________________________ 53 

N. Bestimmung der Aktivität____________________________________ 54 

O. Kernstrahlungsmessmethoden_________________________________ 56 

Teil 7: Praktischer Teil: Praktikum und Übungen 

P. Kontaminationskontrolle und LSC_____________________________ 66 

Q. Zerfallsarten und Wechselwirkung mit Materie___________________ 75 

R. Sicherer Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen________________ 77 

Anhang zu Teil 2: Begriffsbestimmungen (Auszug §3 StrlSchV)_______78 

Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen 82 

S. Neutronen______ 82 

T. Strahlenschutz bei Tätigkeit in fremden Anlagen 121 

III

Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen A. Anwendung 

A. Anwendung 

Radionuklide werden als radioaktiv markierte 

Verbindungen in der Biochemie, der Nuklearmedizin, der 

klinischen Chemie (z. B. Radioassays), der Industrie, der 

analytischen Chemie (Isotopenverdünnungs-, Neutronen- 

aktivierungsanalyse) eingesetzt. Als weiteres Gebiet in 

denen Radioanalytik routinemäßig angewendet wird, ist 

die Altersbestimmung (z.B. durch die Radiokohlenstoff- 

Methode) zu nennen. 

Die Radioanalytik ist ein unverzichtbares Werkzeug beim 

Schutz von Mensch und Umwelt vor den schädlichen 

Auswirkungen ionisierender Strahlung (kurz 

Strahlenschutz), bei der Überwachung der Ableitungen 

kerntechnischer Anlagen mit der Abluft und dem 

Abwasser, bei der Überwachung der Umweltradio- 

aktivität, z.B. in Nahrungsmitteln, Trinkwasser, Ge- 

brauchsgegenständen, Boden, Sedimenten und vieles 

mehr, bei der radiologischen Bewertung des Rückbaus 

kerntechnischer Anlagen sowie bei der Feststellung der 

Aufnahme radioaktiver Stoffe in den menschlichen 

Organismus (Inkorporationskontrolle) und der Beurteilung 

des Strahlenrisikos des Menschen durch inkorporierte na- 

türliche sowie künstliche Radionuklide. 

1

Isotop 

Teil 1: Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen B. Grundlagen 

B. Grundlagen 

In dieser Vorlesung werden die Grundlagen der Radioaktivität 

kurz zusammengefasst. 

1. Stabilität und Radioaktivität 

1.1 Stabilität der Elemente 

Heute sind über einhundert chemische Elemente bekannt. 

Einen schnellen Überblick über die Vielfältigkeit ihrer 

Eigenschaften erlaubt das Periodensystem. Das 

Periodensystem der Elemente wurde im Jahre 1869 von L. 

Meyer und D. Mendelejeff unabhängig voneinander 

aufgestellt, um die verwandschaftlichen Beziehungen der 

Elemente deutlich zu machen. Zunächst gab es noch viele 

Lücken für solche Elemente, die noch nicht entdeckt 

waren. Es waren wichtige Voraussagen über die 

Eigenschaften dieser Elemente möglich. Diese Lücken 

wurden mit der Entdeckung weiterer stabiler Elemente 

meist bis 1900 nach und nach geschlossen. Daneben 

entdeckte Henri Becquerel 1896 das Phänomen der 

Radioaktivität des Elements Uran (entdeckt von Klaproth 

1789). Ab 1898 entdecken Pierre und Marie Curie weitere 

radioaktive Elemente und tragen entscheidend zur 

Klärung des Phänomens der Radioaktivität bei. Die neu 

entdeckten Elemente sind nur in unwägbar geringen 

Mengen vorhanden und lassen sich meist nur durch die 

von ihnen emittierte ionisierende Strahlung nachweisen. 

Sie gehören zu den natürlichen Radionukliden. In einer 

weiteren Periode wurden die Lücken im Periodensystem 

geschlossen (Z = 43 und Z = 61). Diese fehlenden 

Elemente konnten künstlich durch Kernreaktionen hergestellt 

werden. Sie werden als künstliche Radionuklide 

bezeichnet. Bei der Untersuchung der Zerfallsprodukte 

des Uran und des Thoriums hatte man 40 verschiedene 

radioaktive Atomarten mit unterschiedlichen 

Halbwertszeiten gefunden. Für die 40 Atomarten gibt es 

jedoch nur 12 Plätze im Periodensystem. Soddy schlug 

1913 vor, jeweils mehrere dieser Atomarten auf dem 

gleichen Platz des Periodensystems unterzubringen. Damit 

wird der Begriff Isotop, d. h. "auf dem gleichen Platz" ein- 

2

Nuklid 


z. B. 2 H, H-2 

Radionuklid 

geführt. Isotope sind Atomarten, die sich nur durch ihre 

Massenzahlen nicht aber durch ihre chemischen 

Eigenschaften unterscheiden. Ein weiterer wichtiger 

Begriff zur Charakterisierung von Atomarten bzgl. 

Ordnungs- oder Massenzahlen ist der Begriff „Nuklid“. 

Atomkerne setzen sich aus Neutronen und Protonen, den 

Nukleonen zusammen. Die Nukleonen werden durch die 

Kernkräfte zusammengehalten. Nuklide sind verschiedene 

Atomarten, die sich in ihrer Ordungszahl Z und ihrer 

Massenzahl A unterscheiden. Regeln für die Schreibweise 

nach einer Empfehlung der Internationalen Union für 

Reine und Angewandte Chemie (IUPAC): 

A A 

(Symbol) oder (Symbol) oder (Symbol)-A 

Z 

Radionuklide sind Atomarten mit bestimmten Ordungs- 

und Massenzahlen, die instabil sind und sich unter 

Aussendung von ionisierender Strahlung in andere 

Nuklide umwandeln. Für eine vollständige 

Charakterisierung von Radionukliden sind Angaben über 

die Art, die Energie und der Emissionswahrscheinlichkeit 

der von dem Radionuklid ausgesandten ionisierenden 

Strahlung notwendig. 

Es sind insgesamt 104 verschiedene Elemente mit ca. 

1300 Nukliden bekannt. Es gibt 270 stabile Nuklide. Es 

gibt empirische Regeln für die Stabilität der Nuklide. Die 

Verhältnisse von Neutronenanzahl zu Protonenanzahl 

(Ordnungszahl) haben Einfluß auf die Stabilität der 

Nuklide. Bei Protonenzahlen Z bzw. Neutronenzahlen N = 

2, 8, 20, 28, 50, 82 sind besonders viele stabile Nuklide 

vorhanden (magische Zahlen). Die Stabilität der Nuklide 

läßt sich durch das Tröpfchenmodell des Atomkerns 

(Bethe-Weizäcker-Formel) erklären. 

1.2 Radioaktivität 

Radioaktivität ist die Eigenschaft von Atomkernen, die 

sich nahezu ohne Einfluß von außen, spontan unter 

Emission von ionisierender Strahlung in einen 

niederenergetischen Zustand umwandeln. 

3


Wahrscheinlichkeit 

für Kernzerfall in t 

Einheit: 

[] = 1 s -1 

Anzahl der Zerfälle 

in t 

Differentielle Form 

des Zeitgesetzes 

Aktivität 

Einheit: 

[]=1 Bq=1 s -1 

Alte Einheit: 

1Ci=3,710 10 Bq Ci: 

Curie 

Integrale Form des 

Zeitgesetzes des radioaktiven 

Zerfalls 

1.2.1 Zeitgesetz des radioaktiven Zerfalls 

Man hat ein Radionuklid mit N instabilen Kernen. Die 

Wahrscheinlichkeit dafür, daß ein Kern in der Zeit 

zwischen t + t zerfällt, ist im statistischen Mittel 

t 

und unabhängig von t. 

wird Zerfallskonstante genannt. Die Zahl der Zerfälle 

beträgt im statistischen Mittel 

Nt. 

wenn N die Anzahl der in der zur Zeit t in der Probe 

vorhandenen instabilen Kerne ist. - Nt ist zugleich die 

Abnahme N der Anzahl der instabilen Kerne in der 

Probe. 

N = - Nt 

Geht man über zu infinitesimal kleine Zeitintervallen dann 

ist: 

dN/dt = A (t) = - N 

mit A(t): Aktivität zum Zeitpunkt t. Die Aktivität gibt die 

Zahl der Kerne an, die pro Zeiteinheit zerfallen. 

Aktivität von annähernd 1 g Ra-226 im radioaktiven 

Gleichgewicht mit allen Zerfallsprodukten. 

Die Integration der Gleichung (1) ergibt das Zeitgesetz 

des radioaktiven Zerfalls: 

N(t) = N0e -t (2a) 

oder 

A(t) = A0e -t (2b) 

N0:= N(t=0): Anzahl der Kerne zum Zeitpunkt t =0. 

A0:=A(t=0): Aktivität der Probe zum Zeitpunkt t=0. 

Beziehung zwischen Zerfallskonstante und 

Halbwertszeit T1/2. 

4

Einheit: 

[T1/2]= 1 s 


Tabellenwerke, 

z. B. Karlsruher 

Nuklidkarte 

T1/2= ln(2)/ 

Die Halbwertszeit ist die Zeit, nach der die Hälfte der in 

der Probe enthaltenen Kerne zerfallen ist. Die 

Halbwertszeit der bekannten Radionuklide überdeckt 

einen sehr weiten Zeitbereich von µs bis > 10 21 Jahre 

( 76 Ge) 

Weitere Größe: mittlere Lebensdauer : Die mittlere 

Lebensdauer ist die Zeit nach der die Aktivität auf den 

Wert 1/e abgefallen ist. 

= 1/ 1,443·T1/2 (4) 

Abbildung 1: Relative Abnahme der Aktivität beim 

mononuklearen Zerfall nach dem radioaktiven 

Zerfallsgesetz. 

1.2.2 Aktivität und Masse 

Die Aktivität eines Radionuklids ist der Masse der 

momentan vorhandenen Kerne proportional: 

T 1/2·M 

m= A 

ln2·N A·h 

(5) 

5


Abbildung 2: 

Masse von Radionukliden 

bei 

einer Aktivität 

von 1 Bq. 

Dabei bedeuten: 

m: Masse des Radionuklids in der Probe 

A: Aktivität des Radionuklids in der Probe 

T1/2: Halbwertszeit des Radionuklids 

M: Atom- bzw. Molekülmasse der Verbindung, in der das 

Radionuklid in der Probe vorkommt. 

NA: Avogadro-Konstante 

h: relative Häufigkeit des Nuklids 

In der Abbildung 2 sind die Masse verschiedener 

Radionuklide bei einer Aktivität von 1 Bq dargestellt. 

Th-232 

U-238 

K-40 

Pu-239 

Ra-226 

Am-241 

Pu-238 

Sr-90 

Pu-241 

Cs-137 

Co-60 

H-3 

I-131 

Rn-222 

Be-7 

Y-90 

Tc-99m 

F-18 

Pa-234m 

C-11 

Rn-220 

Rn-219 

1E-21 

1E-20 

1E-19 

Massen bei einer Aktivität von 1 Bq für verschiedene 

Radionuklide 

1E-18 

1E-17 

1E-16 

1E-15 

1E-14 

1E-13 

1E-12 

Masse pro Aktivität / g Element·Bq -1 

1E-11 

1E-10 

1E-09 

1E-08 

1E-07 

1E-06 

1E-05 

1E-04 

1E-03 

1E-02 

6


Tabelle 1: 

Größenordnungen 

und 

Bedeutung. 

Tabelle 2: 

Spezifische 

Aktivität 

Tabelle 3: 

spezifische 

Aktivität 

1.2.3 Größenordnungen und Bedeutung von Aktivitäten 

Definition Einheit Abkürzungen Vorkommen dieser Größen Bedeutung im Strahlenschutz 

A = dN/dt Zerfälle pro 1 s -1 

1 Bq Beschreibt die Anzahl der Zerfälle Definition der Aktivität 

Zeiteinheit eines oder mehrerer Radionuklide Grenzwerte der Jahres- 

1 min -1 

1 dpm pro Zeiteinheit aktivitätszufuhr (GJAZ) 

Freigrenzwerte für die Genehmigung 

zum Umgang 

mit radioaktiven Stoffen. 

1 MCi 37 PBq Freisetzung von Radionukliden 

bei Kernwaffenversuchen 

1 kCi 37 TBq 20 kCi 131 I unfallbedingte Freisetzung 

in Windscale, GB, 1957 

1 Ci 37 GBq Medizinische, technische Bestrahlungseinrichtungen 

1 mCi 37 MBq Applizierte Aktivität in der 

nuklearmedizinischen Diagnostik 

1 µCi 37 kBq Kalibierstrahler für Kernstrahlungsmeßgeräte 

ca. 4,4 kBq 40 K; Aktivitätsgehalt 

im menschlichen Körper 

1 nCi 37 Bq Beginn des Spurenbereiches, 

Kalibrierstrahler in der Spurenanalytik 

1 pCi 37 mBq Bereich des natürlichen Niveaus der 

täglichen Aktivitätsauscheidung 

von 228 Th mit Faeces 

1 fCi 37 µBq Bereich des natürlichen Niveaus 

der täglichen Aktivitätsauscheidung 

von 

Inkorporationsüberwachung 

232 Th mit Urin 

1.2.3.1 Spezifische Aktivität aS 

(internationaler Sprachgebrauch). 

Definition Einheit Vorkommen dieser Größen Bedeutung im Strahlenschutz 

a s = A/m A Ativität pro 1 Bq g -1 

im internationalen Sprachgebrauch Definition der spezifischen 

Atommassen- z. B. 4060 Bq 232 Th / g Th Aktivität wie masseneinheit 

spezifische Aktivitätsdes 

Elements konzentration 

1.2.3.2 Massenspezifische Aktivitätskonzentration a 

(nationaler Sprachgebrauch). 

Definition Einheit Abkürzung Vorkommen dieser Größen Bedeutung im Strahlenschutz 

Verwendung bei Feststoffen analog: spezifische Aktivität 

a = A/m Aktivität pro 1 Bq·g -1 

im internationalen Sprachgebrauch Grenzwerte zur Freigabe fester 

Proben- radioaktiver Abfälle; Grenzwerte 

masse Beispiel: zum genehmigungsfreien Um- 

Mittelwert der natürlichen Aktivitätskonzentration 

des Bodens: 

gang mit Radionukliden 

1 Bq·kg -1 

25 Bq U-238 / kg Boden Grenzwerte für Nahrungsmittel- 

25 Bq Th-232 / kg Boden importe aus GUS Staaten 

1 Bq·kg -1 (FM) Massenbasis: Feuchtmasse Im Strahlenschutz immer FM, 

1 Bq·kg -1 (TM) Massenbasis: Trockenmasse falls nichts anderes angegeben 

1 Bq·kg -1 (AM) Massenbasis:Aschenmasse 

Berechnungsbasis zur Abschätzung 

der Strahlenexposition 

von Organen, Geweben 

7


Tabelle 4: 

Aktivitätskonzentration. 

Definition Einheit Abkürzung Vorkommen dieser Größen Bedeutung im Strahlenschutz 

a V = a /V Aktivität pro 1 Bq∙L -1 

Verwendung bei Flüssigkeiten, Gasen def. als Aktivitätskonzentration 

Proben- Beispiel: Mittelwert der natürlichen Grenzwerte zur Abgabe flüsvolumen 

Aktivitätskonzentration von ³H im siger radioaktiver Abfälle 

Regenwasser < 0,5 Bq ³H∙L -1 

1 Bq∙m -3 

1.2.3.3 Aktivitätskonzentration aV 

Die Größe der Aktivität bedeutet die Angabe der Menge 

eines Radionuklids in einer Probe. Der Vergleich mit 

abgeleiteten Grenzwerten ermöglicht den Nachweis der 

Einhaltung bestimmter Schutzziele im Strahlenschutz. 

1.3 Radioaktives Gleichgewicht 

Zwei oder mehrere Radionuklide wandeln sich gemäß 

dem Zeitgesetz des radioaktiven Zerfalls ineinander um. 

Als Beispiel sei im folgenden ein System mit zwei 

Radionukliden angeführt, wie es z. B. beim Zerfall des 

90 Sr auftritt: 

Nuklid 1 Nuklid 2 Nuklid 3 (stabil) 

Es gilt: 

und mit A2 = N2 

Beispiel: 239 Pu in der Luft: Abgeleitete Grenzwerte der 

Grenzwert der Jahresaktivitätszufuhr Radioaktivität in der Raumluft 

100 Bq pro Jahr für beruflich strahlenexponierte 

Personen der Kategorie A 

1700 m³ pro Jahr Atemrate nach StrlSchVO 

Grenzwerte für Luftkonzentration 

14 mBq 239 Pu∙m -3 für berufl. strlexp. Pers. (Kat. A) 

4,2 mBq 239 Pu∙m -3 für berufl. strlexp. Pers. (Kat. B) 

1,4 mBq 239 Pu∙m -3 für berufl. nicht strlexp. Pers. 

0,084 mBq 239 Pu∙m -3 für die Allgemeinbevölkerung 

< 0,001 mBq 239 Pu∙m -3 Abluft kerntechnischer Anlagen 

50000 mBq 222 Rn∙m -3 Mittelwert der Aktivitätskonzentration 

von 222 Rn 

N 2 = 1/( 2- 1)·N 1·[1-e -(2-1)·t ] 

2/( 2- 1)·A 1·[1-e -(2-1)·t ] 

(6a) 

(6b) 

8


mit 

N1 bzw. N2: Anzahl der Kerne des Nuklids 1 bzw. 2 

A1 bzw. A2: Aktivitäten der Nuklide 1 bzw. 2 

1 bzw. 2: Zerfallskonstanten der Nuklide 1 bzw. 2 

T1/2,1 bzw. T1/2, 2: Halbwertszeiten der Nuklide 1 bzw. 2 

Betrachtet man die Werte der Aktivitäten A1 und A2 zu 

Zeiten t >> T1/2,1 und t >> T1/2, 2 dann gelten folgenden 

Aussagen, je nach Verhältnis der Werte der 

Halbwertszeiten der Nuklide 1 und 2: 

1.3.1 Säkulares radioaktives Gleichgewicht 

T1/2,1 >> T1/2, 2 (7a) 

und für t >> T1/2,1 und t >> T1/2, 2 

A1 A2 (7b) 

Diese einfache Beziehung kann in der Radioanalytik die 

Auswertung in vielen Fällen deutlich erleichtern. Beim 

Versuch „-Spektrometrie“ wird sie bei der Bestimmung 

einiger natürlicher Radionuklide angewendet. Beim 

Versuch „-Spektrometrie“ ist die Annahme des säkularen 

Gleichgewichts Grundvoraussetzung für die Bestimmung 

des Sr-90. Als Schreibweise der Aussage „Nuklid 1 ist im 

radioaktiven Gleichgewicht mit Nuklid 2“ soll Nuklid 

1(Nuklid 2) bedeuten, z. B. 90 Sr( 90 Y). 

1.3.2 Transientes radioaktives Gleichgewicht 

T1/2,1 > T1/2, 2 (8a) 

und für t >> T1/2,1 und t >> T1/2, 2 

A1 A2 (8b) 

9


1.3.3 Kein radioaktives Gleichgewicht 

Kein radioaktives Gleichgewicht stellt sich ein, wenn gilt: 

T1/2,1 < T1/2, 2 

oder 

T1/2,1 T1/2, 2 (9a) 

Ist T1/2,1 > T1/2,1 und t >> T1/2, 2 

A2/A1 2/1 (9b) 

1.4 Radioaktive Zerfallsreihe 

Bei mehreren aufeinander folgenden Zerfällen des Typs 

Nuklid 1 Nuklid 2 Nuklid 3 .... Nuklid n 

(stabil) 

Bildet sich eine radioaktive Zerfallsreihe aus. Typische 

Beispiele sind die natürlichen Zerfallsreihen beginnend 

mit 238 U, 235 U und 232 Th. 

Es gilt: 

dNi/dt = i-1Ni-1 - iNi (10) 

Dieses gekoppelte lineare Differentialgleichungsystem 

kann durch Summen von Exponentialfunktionen gelöst 

werden (siehe z.B. Lieser, Kernchemie). Bei gegebenen 

Voraussetzungen kann sich radioaktives Gleichgewicht 

einstellen. 

10


4400 Bq 40 K im 

Körper 

1.5 Natürliche und künstliche Radionuklide 

1.5.1 Natürliche Radionuklide 

1.5.1.1 Primordiale Radionuklide 

Primordiale Radionuklide sind solche, die eine so große 

Halbswertszeit aufweisen, dass diese noch jetzt in der 

Natur nachzuweisen sind. Wichtigstes dieser 

Radionuklide ist das 40 K, das im Körper des Menschen in 

Aktivitäten um 4400 Bq ständig vorhanden ist. 

1.5.1.2 Kosmogene Radionuklide 

Die energiereiche kosmische Strahlung bildet durch 

Wechselwirkung mit den Atomkernen der Gase in der 

Atmosphäre ständig Radionuklide, wie 3 H, 14 C oder 7 Be. 

Diese werden durch Niederschläge auf den Boden 

deponiert und gelangen über die Nahrungskette des 

Menschen in den menschlichen Körper. 

1.5.1.3 Natürliche Zerfallsreihen 

Die primordialen Radionuklide 238 U, 235 U und 232 Th 

bilden den Beginn der natürlichen Zerfallsreihen. Sie 

kommen in der Erdkruste abhängig von den geologischen 

Gegebenheiten in unterschiedlichen spezifischen 

Aktivitäten a vor. Im Mittel sind die Werte von ca.: 

25 Bq 232 Th/ kg , 25 Bq 238 U/ kg, 1,2 Bq 235 U/ kg (TM). 

TM bedeutet Trockenmasse. 

232 Th 

208 Tl 

-Zerfall 

228 Ra 

-Zerfall 228 Ac 

212 Pb 

208 Pb 

212 Bi 

216 Po 

212 Po 

220 Rn 

224 Ra 

11 

232 Th 

228 Th


238 U 

214 Pb 

210 Pb 

206 Pb 

235 U 

207 Tl 

214 Bi 

210 Bi 

211 Pb 

207 Pb 

-Zerfall 

1.5.2 Künstliche Radionuklide 

1.5.2.1 Spaltprodukte 

Durch die Spaltung schwerer Kerne z. B. des 235 U oder 

239 Pu entstehen eine Reihe von kurz- und langlebigen 

Radionukliden die durch oberirdische 

Kernwaffenversuche bis in die Mitte der 70iger Jahre in 

die Atmosphäre eingebracht und global verbreitet wurden. 

Die langlebigen Radionuklide wurden auf den Boden 

abgelagert und befinden sich auch heute noch in der 

Umwelt. Die wichtigsten sind 137 Cs und 90 Sr. 

1.5.2.2 Aktivierungsprodukte 

234 Th 

-Zerfall 234 Pa 

218 Po 

214 Po 

210 Po 

-Zerfall 

222 Rn 

226 Ra 

-Zerfall 227 Ac 

211 Bi 

215 Po 

219 Rn 

223 Ra 

230 Th 

231 Th 

227 Th 

231 Pa 

238 U 

234 U 

235 U 

Durch die bei der Kernspaltung auftretenden 

Neutronenstrahlung entstehen in Materialien, die hohen 

Neutronenfeldern ausgesetzt sind durch den Prozess der 

Neutronenaktivierung kurz und langlebige Radionuklide, 

12


Tabelle 4: - 

Strahlung 

wie z.B. das 54 Mn, 57 Co, 60 Co aber auch 239 Pu (aus 238 U). 

Aktiviert man in Materialien gezielt stabile Elemente, so 

kann man die Kernstrahlungsmessung zur Bestimmung 

von stabilen Elementen im Ultraspurenbereich einsetzen. 

1.5.2.3 Radionuklide in der medizinischen Anwendung 

In Diagnostik und Therapie werden viele Radionuklide zu 

medizinischen Zwecken eingesetzt. Es sind die z. B. 99m Tc 

in der Diagnostik oder die Aufnahme von 131 I, 90 Y oder 

224 Ra in den Körper oder die Nutzung der -Strahlung von 

zum Beispiel 60 Co oder 192 Ir in der Strahlentherapie. In 

den 30iger Jahren des vergangenen Jahrhunderts wurde 

232 Th als Röntgenkontrastmittel „Thorotrast“ angewendet. 

Nachdem bei Patienten schwere Leberschäden aufgetreten 

waren, wurde die Anwendung eingestellt. Zu diagnostischen 

Zwecken wird die Eigenschaft der durchdringenden 

-Strahlung für bildgebende Verfahren eingesetzt. 

1.6 Zerfallsarten (, , ) 

Beim radioaktiven Zerfall wird ionisierende Strahlung 

emittiert, die die Eigenschaften von elektrisch geladenen 

Teilchen oder elektromagnetischen Wellen aufweisen 

können. Die Energieverteilung dieser ionisierenden 

Strahlung ist diskret (- und -Strahlung) oder 

kontinuierlich (-Strahlung). Ionisierende Strahlung 

wechselwirkt auf unterschiedliche Weise und in 

verschiedenem Ausmaß mit Material oder Gewebe. 

Ebenfalls spielt die Energie der emittierten Strahlung eine 

Rolle. Sie wird in der für die Kernphysik üblichen 

Einheiten keV bzw. MeV angegeben. 

Strahlung Art Ladung Reichweite in Luft Energiebereich Abschirmung 

Heliumkerne 2 + einige cm 3 bis ca. 11 MeV Blatt Papier 

- Elektronen 1 - bis mehrere m 0,005 bis ca. 3 MeV 1 cm Plexiglas 

Elektromag- 0 unendlich 0,005 bis ca. 3 MeV Schwächung 

netische durch mehrere 

Wellen cm Blei 

13

innere 

externe 


Abbildung 3: 

Schematische 

Darstellung der 

schädlichen 

Auswirkungen 

ionisiernder 

Strahlung auf 

den Menschen. 

Arten der Strahlenexposition 

beim 

Umgang mit 

offenen radioaktiven 

Stoffen 

2. Strahlenexposition 

2.1 Begriff 

Die Einwirkung ionisierender Strahlung auf den 

menschlichen Körper nennt man Strahlenexposition. 

Befindet sich die Quelle ionisierender Strahlung im 

Körper, so spricht man von innerer Strahlenexposition, 

befindet sie sich außerhalb spricht man von äußerer oder 

externer Strahlenexposition. -Strahler können innere und 

äußere Strahlenexposition verursachen. 

2.2 Wirkungen 

Ionisierende Strahlung ist so energiereich, dass sie, wenn 

sie Materie trifft, aus den Atomen oder Molekülen, 

Elektronen aus dem Atom- bzw. Molekülverband entfernt 

und dadurch chemische Veränderungen erzeugen kann. 

Die schädliche Wirkung ionisierender Strahlung verläuft 

nach folgendem Schema: 

Tod des Menschen 

bei großer Dosis: 

³ einige Sv 

Übertragung der Strahlungsenergie auf Atome und Moleküle 

ß 

Bildung von chemischen Verbindungen im Körper (z. B. Radikale, Zellgifte) 

ß 

Veränderung von Biomolekülen 

ß 

Veränderung des Zellstoffwechsels (Schädigung der Zelle) 

Zelltod 

Keine feststellbaren 

Auswirkungen 

bei £ 0,4 Sv 

Krebs, Mißbildungen 

2.3 Arten der Strahlenexposition 

Quelle (Q) 

außerhalb Körper 

im Körper 

*) Kontamination der Handschuhe 

Reparatur durch körpereigene Mechanismen 

fehlerhaft fehlerfrei 

Tod des Menschen 

keine Auswirkungen 

Abstand Q zu 

kritisches 

Körperoberfläche Radionuklid Strahlenexposition Organ/Gewebe 

> 0,1 m -Strahler 

3 

H 

keine 

< 10 m 

32 

P 

-Strahler 

extern 

Haut 

Haut, Ganzkörper 

homogen in Luft 

-Strahler 

-Strahler 

-Submersion 

-Submersion 

Haut 


-Strahler keine 

ca. 0,001 m 

Zufuhrpfad 

Inhalation 

3 

H 

32 

P 

-Strahler 

gering 

extern 

Haut 

Haut 


Ingestion 

Wundkontamination 

-Strahler innere 

abhängig vom Nuklid 

*) 

14


Unterschiedliche 

Begriffe der Dosis 

für Messung und 

Schutzziel 

R ≈ 0,054 Sv -1 

2.4 Bewertung der Wirkung der Strahlenexposition: 

Dosisbegriffe (Einheiten) 

Viele Dosisbegriffe sind für verschiedene Zwecke 

gebräuchlich. Die Begriffe unterscheiden sich prinzipiell 

nach dem Zweck der Anwendung: Messung oder 

Schutzziel. Für die quantitative und einheitliche 

Beschreibung der Wirkung von ionisierender Strahlung 

zur Gewährleistung eines ausreichenden Schutzes der 

Einzelperson vor den schädlichen Auswirkungen 

ionisierender Strahlung verwendet man die Begriffe 

effektive Dosis und die Organ- bzw. Gewebedosis. Die 

Strahlenschutzverordnung gibt Grenzwerte für diese 

Größen an. Der begriff „Dosis“ beschreibt das Risiko R, 

an einer strahleninduzierten Tumorerkrankung zu sterben 

und genetische Schäden bei den Nachkommen zu 

verursachen. Die Einheit der Äquivalentdosis ist das mSv 

(milliSievert). Man nimmt heute an, dass durch 1 Sv 

effektiver Äquivalentdosis ca. 540 tödlich verlaufende 

Tumorerkrankungen auf 10000 mit 1 Sv bestrahlten 

Personen verursacht werden können. Bei der Organ- bzw. 

Gewebedosis wird die Menge der auf das Gewebe 

übertragenen Energie (Energiedosis) ebenso 

berücksichtigt, wie die Wirkung verschiedener Arten 

ionisierender Strahlung und die unterschiedliche 

biologische Wirksamkeit auf ein Organ bzw. Gewebe. 

Man berücksichtigt 24 Organe bzw. Gewebe. Bei der 

Ermittlung der effektiven Dosis werden die 

Strahlenempfindlichkeiten der Einzelorgane gewichtet. 

2.5 Inkorporation und Dosiskoeffizient 

Die Zufuhr von Radionukliden in den menschlichen 

Körper wird Inkorporation genannt. Je nach der Art, wie 

die Zufuhr zustande kommt unterscheidet man: 

Inhalation, wenn die Zufuhr durch Aufnahme des 

Radionuklids mit der Atemluft erfolgt. 

Ingestion, bei Zufuhr der Radionuklide mit der 

Nahrung bzw. dem Trinkwasser 

15


Immer Handschuhe 

tragen ! 

einmalige 

Zufuhr 

Tabelle 5: 

Auswahl von Dosiskoeffizienten 

für 

beruflich strahlenexponierte 

Personen 

Außerdem kann Inkorporation über die Aufnahme durch 

eine Wunde oder durch die nicht mehr intakte Haut 

erfolgen. Die für jedes Radionuklid individuell 

berechneten und tabellierten Dosiskoeffizienten geben für 

alle Inkorporationspfade an, welche effektive Äquivalentdosis 

(bei Erwachsenen für 50 Jahre und bei Kindern (für 

70 Jahre) durch die einmalige Zufuhr eines Radionuklids 

der Aktivität 1 Bq verursacht wird. Die effektive 

Äquivalentdosis DE bzw. die Organdosis DO ist bei 

einmaliger Zufuhr der Aj des Radionuklids j durch den 

Zufuhrpfad k wie folgt zu ermitteln: 

DE = Ejk Aj (11a) 

bzw. 

DO = Ojk Aj (11b) 

Die Einheit der Dosiskoeffzienten ist: [1 SvBq -1 

In der folgenden Tabelle 5 sind einige Dosiskoeffizienten 

aufgelistet. 

Nuklid effektiv effektiv 

E O E O 3 

H 

. -11 

4,1 10 enfällt 4,1 . 10 -11 

4,2 . 10 -11 

rotes 

Knochenmark 4,1 . 10 -11 

Dosiskoeffizienten / Sv/Bq 

Inhalation (5µ AMAD) Ingestion 

kritisches Organ kritisches Organ 

14 C 5,8 . 10 -10 

40 K 3,0 . 10 -9 

60 Co 1,7 . 10 -8 

90 Sr( 90 Y) 7,7 . 10 -8 

90 Y 1,7 . 10 -9 

137 Cs 6,7 . 10 -9 

226 Ra 2,2 . 10 -6 

228 Ra 1,7 . 10 -6 

228 Th 2,5 . 10 -5 

232 Th 2,9 . 10 -5 

235 U 6,1 . 10 -6 

238 U 5,7 . 10 -6 

239/240 Pu 3,2 . 10 -5 

entfällt 5,8 . 10 -10 

U Dickdarm 9,0 . 10 -9 

Lunge 9,6 . 10 -8 

Lunge 6,3 . 10 -7 

U Dickdarm 1,3 . 10 -8 

Uterus 6,9 . 10 -9 

Lunge 1,7 . 10 -5 

Knochenoberfläche 

3,6 . 10 -5 

Lunge 2,1 . 10 -4 


1,5 . 10 -3 

ET Luftwege 6,9 . 10 -5 

ET Luftwege 6,5 . 10 -5 


1,0 . 10 -3 

5,8 . 10 -10 

6,2 . 10 -9 

3,4 . 10 -9 

2,8 . 10 -8 

2,7 . 10 -9 

1,3 . 10 -8 

2,8 . 10 -7 

6,7 . 10 -7 

7,2 . 10 -8 

2,2 . 10 -7 

4,6 . 10 -8 

4,4 . 10 -8 

2,5 . 10 -7 

16 

rotes 


U Dickdarm 1,9 . 10 -8 

U Dickdarm 1,8 . 10 -8 

rotes 


U Dickdarm 3,1 . 10 -8 

Uterus 1,4 . 10 -8 


1,2 . 10 -5 


2,2 . 10 -5 


2,5 . 10 -6 


1,2 . 10 -5 


7,4 . 10 -7 


7,1 . 10 -7 


1,8 . 10 -6


Beispiel 1: 

Beispiel 2: 

Eine Person inkorporiert einmalig 1000 Bq 3 H durch 

Inhalation. Welche effektive Dosis erhält die Person ? 

Lösung: 

DE( 3 H) = 4,110 -11 Sv/Bq1000 Bq 3 H 

= 4,1 10 -8 Sv = 41 nSv 

Vergleich die natürliche externe Strahlenexposition 

beträgt ca. 50 bis 70 nSv/h. 

Der ermittelte Dosiswert würde also der natürlichen 

externen Strahlenexposition von ca. 35 bis ca. 50 Minuten 

entsprechen. 

Welche effektive Dosis und welche Dosis für das kritische 

Organ bzw. Gewebe verursacht die einmalige Inhalation 

von 1000 Bq 232 Th (ca. 250 mg 232 Th) ? 

Lösung: 

Effektive Dosis: 

DE( 232 Th) = 2,910 -5 Sv/Bq1000 Bq 232 Th 

= 2,910 -2 Sv = 29 mSv 

Dosis für das kritische Organ bzw. Gewebe: 


DO( 232 Th) = 1,510 -3 Sv/Bq1000 Bq 232 Th 

= 1,510 0 Sv = 1500 mSv 

Vergleich mit Dosisgrenzwerten nach Strahlenschutzverordnung: 

Effektive Dosis: 20 mSv/ Jahr. 

Bewertung: Dosisgrenzwert knapp überschritten. 

Organdosis: Knochenoberfläche: 300 mSv/ Jahr. 

Bewertung: Dosisgrenzwert weit (Faktor 5) überschritten 

17


Abbildung 4: 

Größenordnung und 

Vergleich der 

mittleren jährlichen 

effektiven Äquivalentdosis 

Zerfall: 

(nach ICRP 38) 

Strahlenexposition: 

Inhalation (nach 

BfS): 

Ingestion (nach 

BfS): 

2.1 Die Strahlenexposition des Menschen 

Die mittlere jährliche Strahlenexposition des Menschen 

beträgt ca. 2,4 mSv pro Jahr. Die Hauptanteile der 

inneren Strahlenexposition aus natürlichen Quellen sind 

die Inhalation des 222 Rn mit den Zerfallsprodukten und die 

Ingestion des 40 K. Die Größenordnungen von typischen 

Strahlenexpositionen sind: 

Größenordnungen und Vergleiche der mittleren effektiven Dosis: 

Natürliche Quellen 

nur Radon: Normalbevölkerung 

Medizinische Quellen 

Tschernobyl 

Grenzwert (beruflich Strahlexp.) 

3. Wichtige Radionuklide 

3.1 3 H (Tritium) 

Halbwertszeit: 12, 35 Jahre 

Zerfallsart: - (keine ) 

Emissionswahrscheinlichkeit: Y( - ) = 1 (Bq·s) -1 

Mittlere Energie: Ē( - ) ≈ 5,683 keV 

Maximale Energie: Emax( - ) ≈ 20 keV 

Hauptanteil: intern 

Chemische Form: HTO, Gas 

Dosiskoeffizient (effektiv): E,HTO =1,8·10 -11 Sv/Bq 

E,Gas =1,8·10 -15 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,HTO =1,8·10 -11 Sv/Bq 

O,Gas =1,8·10 -15 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (effektiv): E =1,8·10 -11 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O =1,8·10 -11 Sv/Bq 

18 

2,4 mSv pro Jahr (2 bis einige 10 mSv pro Jahr) 

1,4 mSv pro Jahr (1 bis einige 10 mSv pro Jahr) 

1,5 mSv pro Jahr 

0,05 mSv pro Jahr 

20 mSv pro Jahr 

Grenzwert (Bevölkerung) 0,3 mSv pro Jahr



BfS): 


BfS): 

Beispiel: 

Aktivitätsgrenzwerte: 

3 H 

Zerfall: 




BfS): 

Chemische Form: OBT (Organic Bound Tritium) 

Dosiskoeffizient (effektiv): E,OBT ≈4,1·10 -11 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,OBT ≈4,1·10 -11 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (effektiv): E,OBT ≈4,2·10 -11 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O ≈4,1·10 -11 Sv/Bq 

Zufuhrpfad, der zur maximalen effektiven Dosis pro 

inkorporierte Aktivität führt: Ingestion von OBT 

Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq 

OBT: 

E = 4,2·10 -8 Sv = 0,000042 mSv 

Uneingeschränkte Freigabe (§29 StrlSchV): 1000 Bq/g 

Freigabe Metall (Rezyklierung) (§29 StrlschV): 1000 Bq/g 

Oberflächenkontamination (§44 StrlSchV): 100 Bq/cm² 

Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV) 

HTO, Gas: 1·10 7 Bq/m³ 

OBT: 7·10 6 Bq/m³ 

Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV): 1·10 2 Bq/m³ 

3.2 14 C 

Halbwertszeit: 5730 Jahre 






Chemische Form: Dampf, CO, CO2 

Dosiskoeffizient (effektiv): E,Dampf=5,8·10 -10 

Sv/Bq E,CO =8,0·10 - 

13 Sv/Bq 

E,CO2 =6,5·10 -12 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,D =5,8·10 -10 Sv/Bq 

O,CO =8,0·10 -13 Sv/Bq 

E,CO2 =6,5·10 -12 Sv/Bq 

19



BfS): 

Beispiel: 


14 C 

Zerfall: 




BfS): 


BfS): 

Beispiel: 




inkorporierte Aktivität führt: Ingestion von 14 C in jeder 

Form oder Inhalation von 14 C als Dampf 

Effektive Dosis E bei einmaliger Zufuhr von 1000 Bq: 

E = 5,8·10 -7 Sv = 0,00058 mSv 




Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV): 6·10 5 Bq/m³ 

Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV): 6 Bq/m³ 

3.3 32 P 

Halbwertszeit: 14,29 Tage 






Stoffklasse: F → f1 = 0,8 

M → f1 = 0,8 

Dosiskoeffizient (effektiv): E,F =1,1·10 -9 Sv/Bq 

E,M =2,9·10 -9 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,F =4,5·10 -9 Sv/Bq 

O,M =3,6·10 -9 Sv/Bq 




inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von 32 P (M) . 

20



32 P 

Zerfall: 




BfS): 


BfS): 

Beispiel: 


E = 2,9·10 -6 Sv = 0,0029 mSv 






3.4 33 P 








M → f1 = 0,8 


E,M =1,3·10 -9 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Rotes Knochenmark): O,F =2,8·10 -10 Sv/Bq 

O,M =2,3·10 -10 Sv/Bq 




inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von 33 P (M) . 


E = 1,3·10 -6 Sv = 0,0013 mSv 

Faktor der Dosiseinsparung bei Verwendung von 33 P anstatt 32 P: 

Ca. 2,3. 

21



33 P 

Zerfall: 




BfS): 


BfS): 


BfS) 






3.5 35 S 







Chemische Verbindung: anorganisch 


M → f1 = 0,8 

Dampf 


E,M =1,1·10 -9 Sv/Bq 

E,Dampf=1,2·10 -10 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (ET-Luftwege): O,F =6,6·10 -10 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Lunge): O,M =8,6·10 -9 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (rotes Knochenmark): O,Dampf=9,7·10 -11 Sv/Bq 

Stoffklasse: f1 = 0,8 

f1 = 0,1 

Dosiskoeffizient (effektiv): E,0,8 =1,4·10 -10 Sv/Bq 

E,0,1 =1,9·10 -10 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (unterer Dickdarm): O,0,8 =7,5·10 -10 Sv/Bq 

O,0,1 =2,2·10 -9 Sv/Bq 

Chemische Verbindung: organisch 

Stoffklasse: f1 = 1,0 

Dosiskoeffizient (effektiv): E,1 =7,7·10 -10 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (rotes Knochenmark): O,1 =7,5·10 -10 Sv/Bq 

22

Beispiel: 



35 S 

Zerfall: 




BfS): 


BfS): 


inkorporierte Aktivität führt: Inhalation von anorganisch 

gebundenem 35 S (M) . 


E = 1,1·10 -6 Sv = 0,0011 mSv 




Ableitung von Abwasser (§48 StrlSchV): 

anorganisch: 7·10 5 Bq/m³ 

organisch: 1·10 5 Bq/m³ 


3.6 125 I 


Zerfallsart: ec 

 

Röntgenquanten 

Auger-Elektronen 

Emissionswahrscheinlichkeit: Y() = 0,0667(Bq·s) -1 

Energie : E() = 35,39 keV 

Energie (Röntgen): E(X) 4,09-31,71 keV 

Energie (Auger-El.): E(e - ) 3,09-30,13 keV 



Dampf→ f1 = 1,0 


E,Dampf=1,4·10 -8 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (Schilddrüse): O,F =1,5·10 -7 Sv/Bq 

O,Dampf=2,7·10 -7 Sv/Bq 

Dosiskoeffizient (effektiv): E,1,0 =1,5·10 -8 Sv/Bq 

E,1,0 =3,0·10 -7 Sv/Bq 

23



125 I 





Ableitung von Abluft (§48 StrlSchV): 0,5 Bq/m³ 

24

Externe und 

innere Strahlenexposition 

Folgen von Strahlenexposition 

Verantwortbarer 

Umgang 

Rechtfertigung 

(§4 StrlSchV) 

Dosisbegrenzung 

(§5 StrlSchV) 

Vermeidung 

(§6(1) StrlSchV) 

Minimierungsgebot 

(§6(2) StrlSchV) 

Teil 2: Strahlenschutzverordnung C. Grundsätze 

C. Strahlenschutzgrundsätze 

1. Gefahren durch ionisierende Strahlung 

Bei einem Aufenthalt in Strahlenschutzbereichen, in 

denen mit radioaktiven Stoffen umgegangen wird, kann 

eine Strahlenexposition durch ionisierende Strahlung nicht 

ausgeschlossen werden. Der erforderliche Umgang mit 

offenen und umschlossenen radioaktiven Stoffen kann zu 

einer externen und/oder zu einer inneren Strahlenexposition 

durch die Inkorporation von radioaktiven 

Stoffen führen. 

Jede Strahlenexposition, sei sie auch noch so gering, kann 

beim exponierten Menschen somatische und genetische 

Schäden verursachen und damit schwere Erkrankungen, 

wie z.B. Krebs und Schädigung der Leibesfrucht, 

auslösen, die eine Lebensverkürzung der exponierten 

Person bzw. genetische Defekte bei den Nachkommen der 

exponierten Person zur Folge haben können. Jede 

Strahlenexposition einer werdenden Mutter kann auch das 

ungeborene Kind schädigen. 

Damit ein Umgang mit radioaktiven Stoffen bzw. ein 

Aufenthalt in Strahlenschutzbereichen verantwortbar ist 

und die schädlichen Auswirkungen für Mensch und 

Umwelt auf ein Minimum beschränkt bleiben, sind die 

folgenden Strahlenschutzgrundsätze zu beachten: 

2. Strahlenschutzgrundsätze 

Der Umgang mit radioaktiven Stoffen darf nur in den 

Mengen und Häufigkeiten erfolgen, die zur Erreichung 

des Ziels unbedingt erforderlich sind. 

Die gültigen Dosisgrenzwerte müssen eingehalten werden. 

Jede unnötige Strahlenexposition von Menschen, Umwelt 

und Sachgütern ist zu vermeiden. 

Die Strahlenexposition muss auch unterhalb der 

Grenzwerte reduziert werden. 

25

Table 2: Grenzwerte 

der jährlichen effektiven 

Dosis GE und 

der Organ- oder Gewebedosen 

GO und 

die Anteile p der 

Überwachungsinterva 

lle (p: Anzahl der 

Überwachungsintervalle 

pro Jahr). 

Anlage VI 

StrlschV 


3. Schutzvorschriften und Grenzwerte 

Das Strahlenschutzrecht, so komplex es auf den ersten 

Blick aussieht, hat den großen Vorteil, dass es auf mehr 

als 100 Jahre Erfahrung des Menschen im Umgang mit 

radioaktiven Stoffen und ionisierender Strahlung zurückgreifen 

kann und aufgrund der weitestgehenden internationalen 

Harmonisierung von Rechtsnormen und dosimetrischen 

Modellen für die meisten der bekannten 

Umgangsarten einen einheitlichen Schutz bietet. Daraus 

abgeleitet und auf den konkreten Umgang mit radioaktiven 

Stoffen in unseren Strahlenschutzbereich bezogen gibt 

die Strahlenschutzanweisung verbindliche Anweisungen. 

Nr. Organ bzw. Gewebe GO bzw. 

GE /mSv 

gO bzw. 

gE /mSv 

Nr. Organ bzw. Gewebe GO bzw. 

GE /mSv 

26 

gO bzw. 

gE /mSv 

1 ET Luftwege 150 15/p 14 Unterer Dickdarm 150 15/p 

2 Lunge 150 15/p 15 Dickdarm 150 15/p 

3 Blase 150 15/p 16 Milz 150 15/p 

4 Brust 150 15/p 17 Muskel 150 15/p 

5 Gehirn 150 15/p 18 Nebenniere 150 15/p 

6 Haut 500 50/p 19 Nieren 150 15/p 

7 Hoden 50 5/p 20 Ovarien 50 5/p 

8 Knochenoberfläche 300 30/p 21 Pankreas 150 15/p 

9 Leber 150 15/p 22 Rotes Knochenmark 50 5/p 

10 Speiseröhre 150 15/p 23 Schilddrüse 300 30/p 

11 Magen 150 15/p 24 Thymus 150 15/p 

12 Dünndarm 150 15/p 25 Uterus 50 5/p 

13 Oberer Dickdarm 150 15/p 26 effektiv 20 1/p 

4. Dosimetrische Größen und Gewebe- und Strahlenwichtungsfaktoren 

4.1 Messgrößen für äußere Strahlung 

Messgrößen für äußere Strahlung sind 

a) für die Personendosimetrie die Tiefen-Personendosis 

Hp(10) und Oberflachen-Personendosis Hp(0,07). Die 

Tiefen-Personendosis Hp(10) ist die Äquivalentdosis in 10 

mm Tiefe im Körper an der Tragestelle des 

Personendosimeters. Die Oberflachen-Personendosis

a) Organdosis 


Hp(0,07) ist die Äquivalentdosis in 0,07 mm Tiefe des 

Körpers an der Tragestelle des Personendosimeters. 

b) für die Ortsdosismetrie die Umgebungs-Äquivalentdosis 

H*(10) und die Richtungs-Äquivalentdosis H'(0,07, 

W). 

Die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) am 

interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist 

die Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten 

und aufgeweiteten Strahlungsfeld in 10 mm Tiefe auf dem 

der Einfallsrichtung der Strahlung entgegengesetzt 

orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde. Die 

Richtungs-Äquivalentdosis H'(0,07, W) am 

interessierenden Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist 

die Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten 

und aufgeweiteten Strahlungsfeld in 0,07 mm Tiefe auf 

einem in festgelegter Richtung W orientierten Radius der 

ICRU-Kugel erzeugt würde. Dabei ist 

- ein aufgeweitetes Strahlungsfeld ein idealisiertes Strahlungsfeld, in dem die Teilchenflussdichte und die 

Energie- und Richtungsverteilung der Strahlung an allen Punkten eines ausreichend großen Volumens die 

gleichen Werte aufweisen wie das tatsächliche Strahlungsfeld am interessierenden Punkt, 

- ein aufgeweitetes und ausgerichtetes Feld ein idealisiertes Strahlungsfeld, das aufgeweitet und in dem die 

Strahlung zusätzlich in eine Richtung ausgerichtet ist, 

- die ICRU-Kugel ein kugelförmiges Phantom von 30 cm Durchmesser aus ICRU-Weichteilgewebe 

(gewebeäquivalentes Material der Dichte 1 g/cm³, Zusammensetzung: 76,2 % Sauerrstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 

10,1 % Wasserstoff, 2,6 % Stickstoff) 

Die Einheit der Äquivalentdosis ist das Sievert 

(Einheitszeichen Sv). 

4.2 Berechnung der Körperdosis 

Die Organdosis HT,R ist das Produkt aus der über das 

Gewebe oder Organ T gemittelten Energiedosis, der 

Organ-Energiedosis DT,R, die durch die Strahlung R 

erzeugt wird, und dem Strahlungswichtungsfaktor wR 

nach Teil C Nummer 1: 

H T,R = w R·D T,R 

Besteht die Strahlung aus Arten und Energien mit 

unterschiedlichen Werten von wR, so werden die 

einzelnen Beiträge addiert. Für die gesamte Organdosis 

HT gilt dann: 

27

) effektive Dosis 

c) Strahlenexposition 

durch Inkorporation 

und 

Submersion 

d) Äußere Strahlenexpositionungeborener 

Kinder 


HT = 

RS wR·DT,R Die Einheit der Organdosis ist das Sievert 

(Einheitszeichen Sv). 

Soweit in den §§ 36, 46, 47, 49, 54, 55 und 58 Werte oder 

Grenzwerte für die Organdosis der Haut festgelegt sind, 

beziehen sie sich auf die lokale Hautdosis. Die lokale 

Hautdosis ist das Produkt der gemittelten Energiedosis der 

Haut in 0,07 mm Gewebetiefe mit dem Strahlungs- 

Wichtungsfaktor nach Teil C. Die Mittelungsfläche 

beträgt 1 cm², unabhängig von der exponierten 

Hautfläche. 

Die effektive Dosis E ist die Summe der Organdosen HT, 

jeweils multipliziert mit dem zugehörigen Gewebe- 

Wichtungsfaktor wT nach Teil C Nummer 2. Dabei ist 

über alle in Teil C Nummer 2 aufgeführten Organe und 

Gewebe zu summieren. 

S S S 

E T = w T·H T = w T· w R·D T,R 

T T R 

Die Einheit der effektiven Dosis ist das Sievert 

(Einheitszeichen Sv). Bei der Ermittlung der effektiven 

Dosis ist die Energiedosis der Haut in 0,07 mm 

Gewebetiefe über die ganze Haut zu mitteln. 

Bei der Berechnung der Strahlenexposition durch 

Inkorporation oder Submersion sind die 

Dosiskoeffizienten des Bundensanzeigers (auch unter 

www.bfs.de/bfs/recht/recht.html ... heranzuziehen, soweit 

die zuständige Behörde nichts anderes festlegt. 

Bei äußerer Strahlenexposition gilt die Organdosis der 

Gebärmutter als Äquivalentdosis des ungeborenen Kindes. 

28

a) Strahlungs- 

Wichtungsfaktor wR 

b) Gewebe- Wichtungsfaktor 

wT 

a) Berechnung der 

Organfolgedosis 

HT(t) 


4.3 Werte des Strahlungswichtungsfaktors 

Die Werte des Strahlungs-Wichtungsfaktor wR richten 

sich nach Art und Qualität des äußeren Strahlungsfeldes 

oder nach Art und Qualität der von einem inkorporierten 

Radionuklid emittierten Strahlung. 

Art und Energiebereich 

Strahlungs-Wichtungsfaktor wR 

Photonen, alle Energien 1 

Elektronen und Myonen, alle Energien 1 

Neutronen, Energie < 10 keV 5 

10 keV bis 100 keV 10 

> 100 keV bis 2 MeV 20 

> 2 MeV bis 20 MeV 10 

> 20 MeV 5 

Protonen, außer Rückstoßprotonen, 5 

Energie > 2 MeV 

Alphateilchen, Spaltfragmente, schwere Kerne 20 

Für die Berechnung von Organdosen und der effektiven 

Dosis für Neutronenstrahlung wird die stetige Funktion 

wR = 5 + 17 · exp{-[ln(2·En)]²/6} 

benutzt, wobei En der Zahlenwert der Neutronenenergie in 

MeV ist. Für die nicht in der Tabelle enthaltenen 

Strahlungsarten und Energien kann wR dem mittleren 

Qualitätsfaktor Q in einer Tiefe von 10 mm in einer 

ICRU-Kugel gleichgesetzt werden. 

Gewebe oder Organe 

Gewebe-Wichtungsfaktor w T 

Keimdrüsen 0,20 

Knochenmark (rot) 0,12 

Dickdarm 0,12 

Lunge 0,12 

Magen 0,12 

Blase 0,05 

Brust 0,05 

Leber 0,05 

Speiseröhre 0,05 

Schilddrüse 0,05 

Haut 0,01 

Knochenoberfläche 0,01 

1, 2 

andere Organe und Gewebe 0,05 

4.4 Berechnung der Organ-Folgedosis und der 

effektiven Folgedosis 

Die Organfolgedosis HT(t) ist das Zeitintegral der Organ- 

Dosisleistung im Gewebe oder Organ T, 

29

Einheit: 

[HT()] = 1Sv 

Sievert 

b) Berechnung der 

effektiven Folgedosis 

E() 

Einheit: 

[E()] = 1Sv 

Sievert 

Begriffe im 

Strahlenschutz: 

„Verstrahlt“, 

„belastet“, 

„strahlenexponiert“ 

? 

Emotion oder 

Vernunft ? 

Angst oder 

Erkenntnis ? 

Heilsam oder 

schädlich ? 

Die zwei Seiten 

der ionisierenden 

Strahlung. 

Nur Wissen und 

Verantwortung 

schützt wirksam. 


t0 + . 

HT() = HT(t) dt 

t 0 

für eine Inkorporation zum Zeitpunkt t0 mit 

. 

HT(t) mittlere Organ-Dosisleistung im Gewebe oder Organ T zum Zeitpunkt t 

Zeitraum, angegeben in Jahren, über den die Integration erfolgt. Wird kein Wert für 

ist für Erwachsene der Zeitraum von 50 Jahren und für Kinder der Zeitraum vom 

jeweiligen Alter bis zum Alter von 70 Jahren zu Grunde zu legen. 

Die effektive Folgedosis E() ist die Summe der Organ- 

Folgedosen HT(), jeweils multipliziert mit dem zugehörigen 

Gewebe-Wichtungsfaktor wT nach Teil C Nr. 2. 

Dabei ist über alle in Teil C Nummer 2 aufgeführten 

Organe und Gewebe zu summieren. 

E() = 

RS wT·HT() 5. Begriffsbestimmungen (§3 StrlSchV) 

Der Strahlenschutz erfordert zur Vorbeugung von 

Mißverständnissen die einheitliche Anwendung von 

wissenschaftlichen Fachbegriffen. So suggeriert z.B. das 

Wort „verstrahlt“ in übertriebener Weise und unsachlicher 

Weise eine Bedrohung des Lebens und wird daher 

hauptsächlich zur Erzeugung von Emotionen wie Angst 

missbraucht. Der Begriff „belastet“ wird dann verwendet, 

wenn man die Schädlichkeit betonen will. Empfindet aber 

ein Patient, der durch die Anwendung radioaktiver Stoffe 

von einer lebensbedrohlichen Tumorerkrankung geheilt 

wurde, dessen Schmerzen wirksam gelindert wurden oder 

dessen Erkrankung frühzeitig diagnostiziert wurde, die 

ionisierende Strahlung als Belastung oder Bedrohung? 

Ein wirksamer Schutz vor den schädlichen Auswirkungen 

ionisierender Strahlung beim Umgang mit Radionukliden 

darf nicht von Angst und Panik bestimmt, sondern muss 

vom Wissen über den sicheren Umgang, das aus 

fundierten und anerkannten naturwissenschaftlichen Erkenntnissen 

resultiert, sowie von verantwortungsbewußten 

Handeln geprägt sein. Daher werden im Anhang (Seite 

78ff) eine Auswahl wichtiger Begriffe im Strahlenschutz 

gemäß §3 StrlSchV zitiert und in diesem Sinne verwendet. 

30

§36 StrSchV: Strahlenschutzbereiche 

Definition nach 

ODL 

§37 StrSchV: 

Zutritt zu Strahlenschutzbereichen 

Teil 2: Strahlenschutzverordnung 

D. Physikalische Strahlenschutzkontrolle 


Die physikalische Strahlenschutzkontrolle hat zum Ziel, 

den Schutz von Personen in Strahlenschutzbereichen zu 

gewährleisten. 

Übersicht über die Schutzvorschriften der 

physikalischen Strahlenschutzkontrolle 

§ 36 Strahlenschutzbereiche 

§ 37 Zutritt zu Strahlenschutzbereichen 

§ 38 Unterweisung 

§ 39 Messtechnische Überwachung in Strahlenschutzbereichen 

§ 40 Zu überwachende Personen 

§ 41 Ermittlung der Körperdosis 

§ 42 Aufzeichnungs- und Mitteilungspflicht 

§ 43 Schutzvorkehrungen 

§ 44 Kontamination und Dekontamination 

§ 45 Beschäftigungsverbote und Beschäftigungsbeschränkungen 

Überwachungsbereiche sind nicht zum Kontrollbereich gehörende betriebliche Bereiche, 

in denen Personen im Kalenderjahr 

eine effektive Dosis von mehr als 1 mSv oder 

höhere Organdosen als 15 mSv für die Augenlinse oder 

50 mSv für die Haut, die Hände, die Unterarme, die Füße und Knöchel 

erhalten können, 

Kontrollbereiche sind Bereiche, 

in denen Personen im Kalenderjahr 

eine effektive Dosis von mehr als 6 mSv oder 

höhere Organdosen als 45 mSv für die Augenlinse oder 

150 mSv für die Haut, die Hände, die Unterarme, die Füße und Knöchel 

erhalten können, 

Sperrbereiche sind Bereiche des Kontrollbereiches, 

in denen die Ortsdosisleistung höher als 3 mSv·h -1 sein kann. 

Personen darf der Zutritt 

1. zu Überwachungsbereichen nur erlaubt werden, wenn 

a) sie darin eine dem Betrieb dienende Aufgabe wahrnehmen, 

b) ihr Aufenthalt in diesem Bereich als Patient, Proband oder helfende Person erforderlich ist, 

c) bei Auszubildenden oder Studierenden dies zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist oder 

d) sie Besucher sind, 

2. zu Kontrollbereichen nur erlaubt werden, wenn 

a) sie zur Durchführung oder Aufrechterhaltung der darin vorgesehenen Betriebsvorgänge tätig werden müssen, 

b) ihr Aufenthalt im diesem Bereich als Patient .... 

c) bei Auszubildenden oder Studierenden dies zur Erreichung ihres Ausbildungszieles erforderlich ist, 

3. zu Sperrbereichen nur erlaubt werden, wenn 

a) sie zur Durchführung der im Sperrbereich ... 

b) ihr Aufenthalt in diesem Bereich als Patient, Proband oder helfende Person ... 

31

§39 StrlSchV: 

Messtechnische 

Überwachung von 

Strahlenschutzberei 

chen 

§40 StrlSchV: Zu 

überwachende 

Personen 

§41 StrlSchV: Ermittlung 

der 

Köperdosis 


Kontamination und 

Dekontamination 

Kontaminationskontrolle 

an Personen 

an Sachen 

Kontrollbereich: 

nicht festhaftende 

Oberflächenkontamination 

> 100 GW 



In Strahlenschutzbereichen ist in dem für die Ermittlung der Strahlenexposition erforderlichen Umfang 

jeweils einzeln oder in Kombination 

1. die Ortsdosis oder die Ortsdosisleistung oder 

2. die Konzentration radioaktiver Stoffe in der Luft oder 

3. die Kontaminations des Arbeitsplatzes 

zu messen. 

An Personen, die sich im Kontrollbereich aufhalten, ist die Körperdosis zu ermitteln. Die Ermittlungsergebnisse 

müssen bis spätestens neun Monate nach Aufenthalt im Kontrollbereich vorliegen. Ist 

beim Aufenthalt im Kontrollbereich sichergestellt, dass im Kalenderjahr eine effektive Dosis von 

1 mSv oder höhere Organdosen als ein Zehntel der Organdosisgrenzwerte des § 55 Abs. 2 nicht 

erreicht werden können, so kann die zuständige Behörde Ausnahmen von Satz 1 zulassen. 

siehe Teil 6 

Maßnahmen bei Überschreitung nuklidspezifischer Grenzwerte 

der Oberflächenkontamination unter Anwendung 

der Summenformel 

(1) Beim Vorhanden sein offener radioaktiver Stoffe … 

ist in Strahlenschutzbereichen festzustellen, ob Kontaminationen 

durch diese Stoffe vorliegen. An Personen, 

die den Kontrollbereich verlassen, in denen offene 

radioaktive Stoffe vorhanden sind ist zu prüfen, ob diese 

kontaminiert sind. Wird hierbei eine Kontamination 

festgestellt, so sind unverzüglich Maßnahmen zu treffen, 

die geeignet sind, weitere Strahlenexpositionen und eine 

Weiterverbreitung radioaktiver Stoffe zu verhindern. 

(2) Zur Verhinderung der Weiterverbreitung radioaktiver 

Stoffe oder ihrer Aufnahme in den Körper sind 

unverzüglich Maßnahmen zu treffen, wenn Grenzwerte 

der nicht festhaftenden oder der festhaftenden 

Oberflächenkontamination überschritten sind. 

1. auf Verkehrsflächen, an Arbeitsplätzen oder an der 

Kleidung in Kontrollbereichen festgestellt wird, dass die 

nicht festhaftende Oberflächenkontamination das 100fache 

der Werte der Anlage III Tabelle 1 Spalte 4 

überschreitet oder 

32

Überwachungsbereich: 

nicht festhaftendeOberflächenkontamination 

> 10 GW 

ausserhalb Strahlenschutzbereich:Oberflächenkontamination 

> 1 GW 



2. auf Verkehrsflächen, an Arbeitsplätzen oder an der 

Kleidung in Überwachungsbereichen festgestellt wird, 

dass die nicht festhaftende Oberflächenkontamination das 

zehnfache der Werte der Anlage III Tabelle 1 Spalte 4 

überschreitet oder 

außerhalb eines Strahlenschutzbereiches auf dem 

Betriebsgelände die Oberflächenkontamination von 

Bodenflächen, Gebäuden und beweglichen Gegenständen, 

insbesondere Kleidung, die Werte der Anlage III Tabelle 1 

Spalte 4 überschreitet. 

33

Teil 4: Vermeidung von Kontamination und 


G. Kontaminationskontrolle 

Beim Umgang mit radioaktiven Stoffen kann in der Regel 

nicht ausgeschlossen werden, dass Arbeitsoberflächen, 

Geräte, Arbeitsmaterialien oder Personen unabsichtlich 

und unbemerkt mit radioaktiven Stoffen verunreinigt, d.h. 

kontaminiert werden. Durch Berühren dieser 

kontaminierten Oberflächen mit den Händen, Kleidern 

oder mit den Schuhen kann diese Kontamination 

weiterverschleppt und damit im Kontrollbereich verbreitet 

werden. Dadurch besteht für alle Personen, die Zutritt zu 

Strahlenschutzbereichen haben, ein erheblich gestiegenes 

zusätzliches Inkorporationsrisiko. Darüber hinaus kann 

nicht ausgeschlossen werden, dass die Kontamination 

auch aus dem Strahlenschutzbereich verschleppt wird. 

Um dies zu verhindern, müssen mehrere Massnahmen 

ineinander greifen: 

Vermeidung von Kontamination und Kontaminationsverschleppung 


1. Vermeidung von Kontamination 

Vermeidung von Kontamination ist vorbeugender Schutz 

vor Inkorporation. Durch folgende Regeln lassen sich 

Kontaminationen und Inkorporationen wirksam 

vermeiden: 

Planung 

Bereits in der Planungsphase von Experimenten mit 

radioaktiv markierten Stoffen soll die Vermeidung von 

Kontaminationen berücksichtigt werden. 

Ausstattung 

Dabei sind die sinnvolle Schutzausrüstung unter 

Vermeidung überflüssiger Gegenstände einzuplanen, 

die als kontaminierbare Oberflächen dienen können, 

aber keine Funktion haben. 

Markierte Verbindungen 

Es sind die chemischen und physikalischen 

Eigenschaften der radioaktiven Stoffe in Bezug auf 

Kontaminationsrisiko zu bewerten. Dabei sind Edukte, 

40



Zwischenprodukte und Endprodukte möglichst 

umfassend zu berücksichtigen. 

Höhe der Aktivität 

Die Versuche sind mit der niedrigst möglichen 

Aktivität durchzuführen, mit der das Ziel des Versuchs 

erreicht werden kann. 

Optimales Zeitmanagement 

Die Versuche sind so zu planen, dass die Zeit für den 

Umgang möglichst minimal ist. 

1.2 Vorbereitung 

Vor Beginn des Umgangs mit radioaktiven Stoffen 

sind alle benötigten Betrieb- und Hilfsmittel in 

ausreichender Menge und Qualität zu beschaffen und 

am Arbeitsplatz zur Verfügung zu halten. Die 

Schutzvorrichtungen sind vor Beginn des Umgangs 

mit den radioaktiven Stoffen auf ihre 

Funktionstüchtigkeit zu prüfen. 

Es ist sicher zu stellen, dass die/der Strahlenschutzbeauftragte 

umfassend informiert ist. Ihren/ 

seinen Anweisungen ist stets Folge zu leisten. 

Vor Beginn des Umgangs ist eine Unterweisung im 

Strahlenschutz nach §39 StrlSchV durchzuführen. 

Der ermächtigte Arzt/die ermächtigte Ärztin hat keine 

Bedenken gegen den Umgang mit radioaktiven 

Stoffen. 

Die benötigten Strahlungsmessgeräte oder die 

Ausstattung zur Entnahme von Wischtests sind 

vorzuhalten. Die Strahlenschutzgeräte sind auf ihre 

Funktionstüchtigkeit zu überprüfen. 

41

Nicht an der 

falschen Stelle 

sparen ! 



1.3 Während des Umgangs mit radioaktiven Stoffen 

Sämtliche Arbeiten sind unter Einhaltung der Strahlenschutzgrundsätze 

durchzuführen. (Rechfertigung, Dosisbegrenzung, 

Vermeidung unnötiger Strahlenexposition 

und Dosisreduzierung) 

Radioaktive Stoffe sind nur so lange und in solchen 

Mengen am Arbeitsplatz zu lagern, wie sie zur 

Erreichung des Ziels unbedingt notwendig sind. 

Lösungen von radioaktiven Stoffen dürfen nicht mit 

dem Mund pipettiert werden. 

Beim Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen sind 

immer geeignete Einmal-Schutzhandschuhe zu ver- 

wenden und rechtzeitig zu wechseln. Der Wechsel der 

Handschuhe ist immer dann vorzunehmen, wenn eine 

Kontamination nicht sicher ausgeschlossen werden 

kann. 

Der Laborschutzmantel, die Laborschutzbrille und die 

Laborschutzschuhe sind zu benutzen. Bei Arbeiten im 

Kontrollbereich (ZRN) sind Mantel und Brille in einem 

Spind in der Schleuse zum Kontrollbereich zu lagern. 

Die Schuhe sind im Schleusenbereich abzustellen. 

Arbeiten Sie bitte konzentriert und überlegt. 

Experimente, bei denen nicht sicher ausgeschlossen 

werden kann, dass radioaktive Stoffe in die Luft 

freigesetzt werden, sind immer in Digestorien 

durchzuführen. 

Als Arbeitsunterlagen sind entsprechende Schalen zu 

verwenden, die das gesamte Volumen der 

gehandhabten Flüssigkeit aufnehmen können. 

Die verwendeten Unterlagen sind mit entsprechend 

saugfähigem Material, z.B. Zellstoff auszulegen. 

42



In Strahlenschutzbereichen ist es untersagt, 

- zu Essen, 

- zu Trinken, 

- sich zu schminken, 

- zu Rauchen, 

- Kaugummi oder Kautabak zu gebrauchen. 

Die Aufenthaltsdauer ist auf das notwendige Maß 

beschränkt. 

Unverzügliche Kontaminationsmessung während des 

Umgangs, falls eine Kontamination nicht sicher 

auszuschließen ist. 

1.4 Nach dem Umgang mit radioaktiven Stoffen 

Lagerung der nicht verbrauchten radioaktiv markierten 

Stoffe in den dafür vorgesehenen Räumen unter 

Anleitung der/des Strahlenschutzbeauftragten. 

Trennung, Konditionierung, Deklarierung und 

Entsorgung der radioaktiven Reststoffe. 

Trennung der nicht radioaktiven Reststoffe von 

radioaktiven. 

Einleitung der leicht kontaminerten radioaktiven 

Abwässer über die Abwasserabklinganlage. Abwasserrechtliche 

Auflagen der Universität sind zu 

beachten. 

Durchführung der arbeitstäglichen Kontaminationskontrolle. 

1.5 Vor dem Verlassen des Kontrollbereichs 

Bitte waschen Sie die Hände. 

Abtreten der Schuhe auf der Klebefolie vor dem 

Hand-Fuß-Kleider-Monitor. 

Kontaminationsmessung am Hand-Fuß-Kleidermonitor 

Messung der Kleidung. 

43



Ausschleusung von Gegenständen, die wiederverwendet 

werden sollen erst nach Messung, Bewertung 

(ohne Befund) am Kleidermonitor oder ersatzweise mit 

einem Kontaminationsmonitor. 

Dokumentation der Messergebnisse oder falls positiver 

Befund, Benachrichtigung der/des zuständigen Strahlenschutzbeauftragten. 

Lagerung des Laborschutzmantels, der Schutzbrille 

und der Laborschuhe in der Schleuse. 

2. Kontaminationskontrolle 

Die Kontaminationskontrolle hat zum Ziel, 

nachzuweisen, dass keine Kontamination erfolgt ist 

und 

eine aufgetretene Kontamination zu erkennen. 

Falls letzteres der Fall ist, sollen geeignete Maßnahmen 

zur Beseitigung der Kontamination getroffen (z.B. Dekontamination, 

Sicherung der kontaminierten Stelle) und eine 

Verschleppung der Kontamination verhindert werden. Für 

die Bewertung, ob Maßnahmen erforderlich sind, sind die 

Werte der festhaftenden oder nicht festhaftenden 

Oberflächenkontamination zu bestimmen und mit den 

nuklid- und strahlenschutzbereichspezifischen Grenzwerten 

nach Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) zu bewerten. 

Es ist §44 StrlSchV anzuwenden. Dieser regelt die 


an Personen (einschließlich Kleidung) 

an Arbeitsflächen, Böden, Gegenständen und 

Geräten in und außerhalb Strahlenschutzbereichen 

arbeitstäglich und regelmäßig 

Die Umsetzung erfolgt beim Zentralen 

Radionuklidlaboratorium der NWF IV wie folgt. 

44



Kalibrierfaktoren 

beim HFK-Monitor 

im ZRN 

Nuklid 

Bezugsdatum 

AF/Bq/cm² M Detektor 

kF /Bq·(cm²·ips) -1 

NWG Anlage II 

R0/ips tM/s /Bq/cm² Sp.4 

Sr-90 31.01.2005 1,89 ab Hand, innen, links 0,0127 10,77 10 0,05 1 

Hand, aussen, links 0,012 10,23 10 0,05 

Hand, innen, rechts 0,0127 9,226 10 0,05 

Hand, aussen, rechts 0,0118 9,592 10 0,05 

Fuß, links 0,0209 23,25 10 0,13 

Fuß, rechts 0,0201 21,45 10 0,12 

Kleidersonde 0,0189 3,533 10 0,04 

Am-241 31.01.2005 2,024 ab Hand, innen, links 0,0548 0,105 10 0,02 0,1 

Hand, aussen, links 0,0394 0,048 10 0,01 

Hand, innen, rechts 0,0576 0,062 10 0,02 

Hand, aussen, rechts 0,0374 0,053 10 0,01 

Fuß, links 0,163 0,233 10 0,10 

Fuß, rechts 0,0676 0,150 10 0,03 

Kleidersonde 0,0681 0,020 10 0,01 

Erkennungsgrenze nach DIN 25 482 Teil 1 

45

Erfordernis einer 

Inkorporationskontrolle, 

wenn 

zu besorgen ist: 

E > 0,5 mSv/Jahr 

DO> 1/10 DOGW 

Teil 3: Inkorporation und Inkorporationskontrolle 

E. Grundlagen und Begriffe 

Beim Umgang mit radioaktiven Stoffen kann in der Regel 

nicht ausgeschlossen werden, dass radioaktive Stoffe 

inkorporiert werden. Zusätzlich zur äußeren 

Strahlenexposition ist für die gesamte Strahlenexposition 

des Menschen, d.h. auch die innere Strahlenexposition 

durch inkorporierte Radionuklide zu berücksichtigen. Die 

konsequente Umsetzung der Schutzvorschriften der 

Strahlenschutzverordnung soll das Ausmaß der 

Inkorporation auf ein unvermeidbares Minimum 

begrenzen. Die Ziele der Inkorporationskontrolle sind, 

den experimentellen Nachweis- zu erbringen, dass 

auch die Werte der effektiven Dosis und der Organ- 

bzw. Gewebedosis durch innere Strahlenexposition 

unterhalb der Grenzwerte sind, 

nachzuweisen, dass die angewendeten Schutzmaßnahmen 

in der Lage sind, die Inkorporation von 

Radionukliden wirksam und nachhaltig zu minimieren 

und 

tatsächliche vorkommende Inkorporationen zu 

erkennen, 

die daraus resultierende Dosis zu ermitteln und 

die notwendigen Daten für eine Optimierung des 

Schutzes vor Inkorporationen zu liefern. 

Bei einem konstanten und zeitlich nicht eingrenzbarem 

Inkorporationsrisiko ist eine regelmäßige Inkorporationskontrolle 

durchzuführen, wenn zu besorgen ist, dass 

durch den Umgang einer Person mit offenen radioaktiven 

Stoffen die jährliche effektive Dosis E (als Summe aus 

äußerer und innerer Strahlenexposition) von 0,5 mSv oder 

1/10 der jährlichen Grenzwerte der Organ- bzw. 

Gewebedosen DOGW überschritten werden. 

Für die praktische Umsetzung gilt der folgende 

strahlenschutzrechtliche Rahmen. 

Ermittlung der Körperdosis (§ 41 StrlSchV) 

Richtlinie „Physikalische Strahlenschutzkontrolle 

zur Ermittlung der Körperdosen“ 

Richtlinie „Anforderungen an Inkorporationsmessstellen 

(abgekürzt: RAI)“ 

Richtlinie „Ermittlung der Körperdosen bei innerer 

Strahlenexposition“ 

Empfehlungen der ICRP (biokinetische Daten) 

34


F. Richtlinie „Physikalische Strahlenschutzkontrolle“ 

1. Verfahren der Inkorporationskontrolle 

Für die Inkorporationskontrolle kommen allein oder in 

Kombination folgende Verfahren in Betracht. 

a) Messung der Raumluftaktivität am Arbeitsplatz, 

b) Messung der Aktivitäten der Radionuklide im Körper 

einer überwachten Person oder 

c) Messung der Aktivitäten der Radionuklide in den 

Ausscheidungen einer überwachten Peron 

Die Methode a) wird hauptsächlich zur Überwachung 

beim Ungang mit Aktinoiden (Uran, Plutonium) in der 

Brennelementefertigung oder bei sehr kurzlebigen Radionukliden 

in der Nuklearmedizin angewendet. 

Die Methode b) eignet sich als Ganzkörpermessung gut 

für bestimmte -Strahler wie z.B. 60 Co, 137 Cs oder als 

Teilkörpermessung z.B. als Schilddrüsenzähler für 131 I 

oder mit Einschränkungen für 125 I. 

Die Methode c) wird angewendet, falls reine -, - oder 

ec-Strahler wie z.B. 3 H, 14 C, 32 P, 33 P, 35 S oder 125 I 

gehandhabt werden. Entsprechend des unterschiedlichen 

biokinetischen Verhaltens werden die Aktivitäten der 

einzelnen Radionuklide in Tagesausscheidungsmengen 

von Urin oder Faeces untersucht, die über einen 

Sammelzeitraum von 24 Stunden gesammelt werden. 

Welche Messmethoden für bestimmte Radionuklide 

geeignet sind, ist in Teil 6 beschrieben. 

2. Feststellung der Erfordernis der Inkorporationskontrolle 

2.1 regelmäßige Überwachung 

Für Personen, die direkt mit radioaktiven Stoffen 

umgehen, ist die folgende Berechungsgrundlage 

anzuwenden: 

35

Tabelle: Werte 

des Anteils a der 

unbemerkt inkorporierbarenAktvität 


a) Konstantes zeitlich nicht eingrenzbares 

Inkorporationsrisiko 

Es ist ein Anteil a anzunehmen: a ist der Anteil an der 

gehandhabten Aktivität, der beim Umgang unbemerkt 

inkorporiert wird. Es sind folgende Werte für a 

empfohlen. 

Radionuklid(e) a Bemerkung 

3 H, 14 C 0,1 Schätzwert 

123 I, 125 I, 131 I, … 0,001 Markierung von chemischen 

Verbindungen mit radio- 

aktivem Jod 

geringes bis mittleres 1·10 -4 ohne besondere Schutzmaßnahmen 

Freisetzungsriskio 1·10 -5 unter Abzügen 

1·10 -6 in Handschuhbox 

hohes 1·10 -3 ohne besondere Schutzmaßnahmen 

Freisetzungsriskio 1·10 -4 unter Abzügen 

1·10 -5 in Handschuhbox 

b) Maximal inkorporierbare jährliche Aktivität des 

Nuklids k 

Der Wert der im Kalenderjahr maximal (zeitlich nicht 

eingrenzbaren) inkorporierbaren Aktivität Au,k des 

Nuklids k wird berechnet nach: 

Au,k = a·N·Ak 

Dabei sind: 

N: Anzahl der Tage im Kalenderjahr an dem mit der 

mittleren arbeitstäglich gehandhabten Aktivität Ak des 

Nuklids k tatsächlich umgegangen wird. 

Ak: mittlere arbeitstäglich gehandhabte Aktivität des 

Nuklids k. 

c) Effektive Dosis und Organ- bzw. Gewebedosis für 

das kritische Organ bzw. Gewebe 

Daraus wird die Dosis für den Zufuhrpfad bei nicht 

genau bekannter Stoffklasse mit der Stoffklasse mit 

den maximal möglichen Dosiskoeffizienten berechnet. 

36


Effektive Dosis Ek bei Inkorporation der Aktivität Au,k 

des Radionuklids k: 

Ek = E,max,eff,k·Au,k 

Organ bzw. Gewebedosis DO,k bei Inkorporation der 

Aktivität Au,k des Radionuklids k: 

DO,k = O,max,O,k·Au,k 

Die Dosiskoefizienten bei innerer beruflicher Strahlenexposition 

sind http://www.bfs.de/bfs/recht/teil3.pdf 

entnommen. Es wird konservativ die effektive Dosis 

und die Organ bzw. Gewebedosis des kritischen 

Organs bzw. Gewebes berechnet. 

d) Dosisanteile an den Dosisgrenzwerten 

Die Anteile k der Dosen des Radionuklids k an den 

Dosisgrenzwerten der effektiven Dosis (GWEk) und 

der Dosis für das kritische Organ bzw. Gewebe 

(GWDO,k)sind: 

Ek 

(Ek) = effektiv 

GWEk 

(DO,k)= DO,k kritisches Organ bzw. Gewebe 

GWDO,k 

1/40 des Grenzwerts der effektiven Dosis GWEk oder 

der Organ- bzw. Gewebedosis GWDO,k darf nicht 

überschritten werden. 

Das sind die in der folgenden Tabelle aufgelisteten 

Werte: 

0,025·GWE k = 0,5 mSv/Jahr 

5 mSv/Jahr für rotes Knochenmark, Gebärmutter und Keindrüsen 

0,1·GWD O,k = 15 mSv/Jahr für sonstige Organe und Gewebe 

30 mSv/Jahr für Knochenoberfläche undSchilddrüse 

50 mSv/Jahr für die Haut, die Hände, die Unterarme, die Füße, 

die Knöchel 

37


e) Dosisanteile an den Dosisgrenzwerten bei 

Radionuklidgemischen 

Der gesamte Bewertungsfaktor zur Feststellung der 

Erfordernis für den Umgang mit einem Gemisch aus 

Radionukliden k = 1, ..., n wird berechnet nach: 

f) Bewertung 

n 

= S max[(Ek); (DO,k)] k=1 

≤ 1, 

regelmäßige Inkorporationskontrolle ist nicht erforderlich. 

> 1, 

regelmäßige Inkorporationskontrolle ist erforderlich. 

2.2 Inkorporationskontrolle aus besonderem Anlass 

Eine Überwachung aus besonderem Anlass ist 

durchzuführen 

bei außergewöhnlichen Ereignissen, z.B. 

- Aktivitätsfreisetzungen 

- kontaminierte Wunden 

wenn bei einem zeitlich begrenzten Umgang zwar eine 

regelmäßige Überwachung entfällt, jedoch eine 

Inkorporation zu besorgen ist, mit > 1. 

2.3 Besonderer Schutz des ungeborenen Kindes 

Die Inkorporationskontrolle ist daraufhin anzulegen, dass 

der Schutz des ungeborenen Kindes gewährleistet ist. Der 

Dosisgrenzwert von der Meldung der Schwangerschaft bis 

zur Geburt des Kindes beträgt 1 mSv. 

38

Achtung: Zur 

Berechnung der 

Nachweisgrenze: 

Zufuhr wird am 

Anfang des 

Überwachungsintervalsangenommen. 


3. Durchführung der Inkorporationskontrolle 

Bei der regelmäßigen Inkorporationskontrolle wird in 

regelmäßigen Überwachungsintervallen die Aktivität 

ermittelt. Daraus wird der Wert der Aktivitätszufuhr Zk für 

das Radionuklid k ermittelt. Weiter wird daraus die 

effektive Dosis und die Dosis für das kritische Organ zw. 

Gewebe abgeschätzt. 

3.1 Berechnung der Aktivitätszufuhr 

Das primäre Messergebnis eines Überwachungsverfahrens 

ist der Wert der mit Urin oder Faeces täglich 

ausgeschiedenen Aktivität xK. Daraus errechnet sich die 

Aktivitätszufuhr ZK. Nach dem Standardverfahren wird 

angenommen, dass die Zufuhr einmalig zum 

Zufuhrzeitpunkt tZ und in der Mitte des 

Überwachungsintervalls dt erfolgt. Es ist: 

Zk = 

bzw. 

Zk = 

Xk 

Rkj(½dt) 

Xk 

Ukj(½dt) 


Rkj: Retentionsfunktion für das Leitnuklid k beim 

Zufuhrpfad j. 

Ukj: Ausscheidungsrate für das Leitnuklid k beim 

Zufuhrpfad j. 

Effektive Dosis Ek bei Inkorporation der Aktivität Zk des 

Radionuklids k: 

Ek = E,max,eff,k·Z,k 

Organ bzw. Gewebedosis DZ,k bei Inkorporation der 

Aktivität Au,k des Radionuklids k: 

DO,k = O,max,O,k·Z,k 

39

Gering kontaminiertes 

Material 

darf unter bestimmtenVor-aussetzungenbehandelt 

werden, als 

sei es nicht 

radioaktiv. 



H. Freigabe (siehe auch Teil 5) 

„Der Inhaber einer Genehmigung nach §§ 6, 7, oder 9 des 

AtG, eines Planfeststellungsbeschlusses nach § 9b AtG 

oder einer Genehmigung nach §§ 7 oder 11 Abs. 2 dieser 

Verordnung darf radioaktive Stoffe sowie bewegliche 

Gegenstände, Gebäude, Bodenflächen, Anlagen oder 

Anlagenteile, die aktiviert oder kontaminiert sind und die 

aus Tätigkeiten nach § 2 Abs. 1 Nr. 1 a), c) oder d) 

stammen, als nicht radioaktive Stoffe nur verwenden, 

verwerten, beseitigen, innehaben oder an einen Dritten 

weitergeben, wenn die zuständige Behörde die Freigabe 

nach Absatz 2 erteilt hat und nach Absatz 3 die 

Übereinstimmung mit den im Freigabebescheid 

festgelegten Anforderungen festgestellt ist. Die Regelung 

des § 44 Abs. 3 bleibt unberührt.“ 

Es sind nuklidspezifische low-level-Messungen 

erforderlich. Die Summenformel ist anzuwenden. 

I. Schutz von der Einzelperson der Bevölkerung, 

und der Umwelt, Boden, Wasser, Luft 

§48 StrlSchV: Emissions- und Immissionskontrolle 

Es ist dafür zu sorgen, dass Ableitungen aus Anlagen oder 

Einrichtungen überwacht und nach Art und Aktivität 

spezifiziert der zuständigen Behörde mindestens jährlich 

mitgeteilt werden. 

Konsequenz: Radionuklidanalysen des Abwassers der 

Isotopenabklinganlage und der Abluftfilteranlage. 

46


Entsorgung 

J. Radioaktive Abfälle 

Bei der Anwendung radioaktiv markierter Verbindungen 

in der Forschung entstehen in der Regel verschiedene 

Arten von Stoffen, die nicht weiter verwendet werden 

können und deshalb einer geordnet und schadlos zu 

entsorgen sind. Übersteigt die spezifische Aktivität oder 

die Oberflächenkontamination die entsprechenden nuklid- 

und entsorgungsspezifischen Grenzwerte nach Anlage III 

Tabelle 1 Spalte 5 bis 10a oder Spalte 4 der StrlSchV und 

sollen diese Stoffe auch nicht in anderen 

Strahlenschutzbereichen unter Einhaltung der 

Strahlenschutzgrundsätze weiter verwendet werden, so 

sind diese Stoffe radioaktive Abfälle geordnet und 

schadlos zu entsorgen. 

Abschnitt 9 der Strahlenschutzverordnung gibt den 

verbindlichen Rahmen dafür vor. Es sind betriebliche 

Regelungen zur Umsetzung folgender Paragraphen 

verbindlich zu beachten: 

Planung für Anfall und Verbleib (§72 StrlSchV) 

Erfassung (§73 StrlSchV) 

Behandlung und Verpackung (§74 StrlSchV) 

Pflichten bei der Abgabe radioaktiver Abfälle (§75 

StrlSchV) 

Ablieferung (§76 StrlSchV) 

Ausnahmen von der Ablieferungspflicht (§77 

StrlSchV) 

Zwischenlagerung (§78 StrlSchV) 

Umgehungsverbot (§79 StrlSchV) 

Die in diesen Paragraphen umzusetzenden Auflagen 

betreffen nur zum Teil Personen, die mit offenen 

radioaktiven Stoffen umgehen. Einige dieser Auflagen 

werden von der zentralen Sammelstelle für radioaktive 

Stoffe der Universität Regensburg (ZSR) übernommen. 

Diese Stelle ist die Ansprechpartnerin für alle Fragen der 

Entsorgung. Im Folgenden werden ausschließlich die 

Auflagen behandelt, die die Personen betreffen, die im 

ZRN mit radioaktiven Stoffen umgehen. 

47


Entsorgung 

Entscheidung I: 

Verbleib oder 

Herausbringen 

von Stoffen 

Radioaktive Abfälle sind entsprechend den Vorgaben der 

Zentralen Sammelstelle für radioaktive Stoffe der Universität 

Regensburg zu sammeln und zu deklarieren. Für 

die Deklaration ist die Person verantwortlich, die den 

Umgang mit radioaktiven Stoffen durchführt. 

K. Vermeidung von radioaktiven Abfällen 

Die Vermeidung unnötiger Strahlenexposition und die 

Dosisreduzierung (§6 StrlSchV) hat in der Strahlenschutzverordnung 

den Rang eines Strahlenschutzgrundsatzes. 

Die Realisierung dieses Grundsatzes umfasst 

auch alle Stoffströme, die beim Einsatz von radioaktiv 

markierten Verbindungen entstehen. Daher ist es erforderlich, 

Planungen zur Vermeidung von radioaktiven 

Abfällen durchzuführen und umzusetzen. Um im 

Einzelfall richtig zu handeln, ist es unabdingbar, die 

entstehenden Stoffe nach der Verwendung von radioaktiv 

markierten Verbindungen nach ihrem Verbleib und 

Aktivitätsinventar zu analysieren und entsprechende 

Entscheidungen zu treffen. Auf der folgenden Seite ist 

dieser Entscheidungs- und Handlungsbaum für Stoffe in 

Strahlenschutzbereichen abgebildet. 

L. Planung für Anfall und Verbleib (§72 StrlSchV) 

Als erstes muss entschieden werden, ob der betreffende 

Stoff, der Gegenstand, das Gerät, die Vorrichtung usw. 

nach dem Umgang mit radioaktiven Stoffen im 

Strahlenschutzbereich verbleiben oder aus dem 

Strahlenschutzbereich gebracht werden soll. Je nachdem 

wie diese Entscheidung ausfällt, ergibt sich das weitere 

Vorgehen nach dem Schema links (Verbleib) oder rechts 

(Herausbringen). Beim Verbleib sind die entsprechenden 

Kontaminationskontrollen nach §44 StrlSchV mit 

geeigneten Messmethoden durchzuführen (siehe Teil 6). 

Muss man bewegliche Gegenstände, Stoffe, Materialien, 

Geräte, Vorrichtungen und Kleidung aus Strahlenschutzbereichen 

herausbringen, so ist als nächstes zu 

entscheiden, ob erwartet werden kann, dass diese Stoffe 

kontaminationsfrei sind oder ob nicht auszuschließen ist, 

48


Entsorgung 

Entscheidung II: 

Kontamination ist 

ausgeschlossen 

oder 

Kontamination 

liegt vor. 

Entscheidung III: 

Verwendungszweck: 

Entsorgung oder 

Weiterverwendung 

Abgabe radioaktiver 

Stoffe an 

fremde Strahlenschutzbereiche: 

§69StrlSchV 

Erfüllt der zu entsorgende 

Stoff die 

Voraussetzungen 

für eine Freigabe ? 

Zuständig: 

URA 

dass diese Stoffe kontaminiert sind. Kann Kontaminationsfreiheit 

angenommen werden, so ist weiter zu 

prüfen, welchem Zweck das Herausbringen dient. Ist der 

Zweck des Herausbringens die erneute Handhabung, 

Nutzung oder sonstige Verwendung mit dem Ziel einer 

Wiederverwendung oder Reparatur, so muss eine 

Kontaminationskontrolle nach §44 Abs. 3 StrlSchV 

erfolgen. 

Ist der Zweck des Herausbringens die Entsorgung oder die 

Abgabe radioaktiver Stoffe oder kann eine Kontamination 

nicht sicher ausgeschlossen werden, so wird eine weitere 

Entscheidung notwendig. Soll ein radioaktiver Stoff, z.B. 

eine markierte synthetisierte Verbindung an fremde 

Strahlenschutzbereiche abgegeben werden, so ist §69 

StrlSchV anzuwenden. Dieser Paragraph enthält Auflagen 

über die Anforderungen an die Personen, an die 

radioaktive Stoffe abgegeben werden dürfen (Umgangsgenehmigung 

ist Voraussetzung), 

über die Anforderungen an die Dichtheit der 

Umhüllung, für die die abgebende Person sorgen muss, 

über die einzuhaltenden Transportvorschriften einschließlich 

die Anforderungen 

- an die die Stoffe transportierende Person, 

- an die für eine bestimmten Beförderungsart vor- 

geschriebene Verpackung, 

- an die Unversehrtheit der Verpackung bei Weiter- 

beförderung 

über den sicheren Empfang nur durch berechtigte 

Personen und den Schutz gegen Abhandenkommen, 

Störmaßnahmen oder sonstige Einwirkungen Dritter. 

Soll der herauszubringende radioaktive Stoff entsorgt 

werden, so ist weiter zu entscheiden, ob dies als 

radioaktiver Abfall geschehen muss oder ob der 

radioaktive Stoff einschließlich beweglicher Gegenstände, 

auch Gebäude, Bodenflächen, Anlagen oder Anlagenteile, 

die aktiviert oder kontaminiert sind, als nicht 

radioaktiver Stoff verwendet, verwertet, beseitigt, innegehabt 

oder an Dritte weitergegeben werden darf. Soll 

eine solche Freigabe durch die zuständige Behörde erteilt 

49


Entsorgung 

werden, so ist vorher durch Messung bzw. Analyse fest zu 

stellen, ob die Voraussetzungen für die Freigabe erfüllt ist, 

d.h. ob die spezifische Aktivität und die Oberflächenkontamination, 

falls eine definierte Oberfläche vorhanden ist, 

aller in Frage kommenden Radionuklide unter den entsprechenden 

Grenzwerten liegt. Für die Durchführung 

dieser Analysen ist die universitäre Radioaktivitätsmessstelle 

zuständig. 

Stoffe 

in Strahlenschutzbereichen 

Verbleib in Strahlenschutzbereichen I 

Verbringung aus Strahlenschutzbereichen 

Kontrollbereich 

§ 44(2) 1. StrlSchV 

100·Anl III Tab1 Sp 4 

II nicht radioaktiv 

radioaktiv 

Abfall Abgabe 

M. Erfassung radioaktiver Abfälle (§73 StrlSchV) 

Im praktischen Umgang mit radioaktiven Stoffen kommt 

der richtigen zeitnahen und vollständigen Erfassung und 

Deklarierung von Abfällen eine immer wieder 

unterschätzte Bedeutung im Strahlenschutz und beim 

Umgang mit begrenzten Ressourcen zu. Im Zentralen 

Radionuklidlaboratorium der NWF IV der Universität 

Regensburg nimmt die Person, der gestattet ist mit 

radioaktiven Stoffen umzugehen, sowohl die vollständige 

Sammlung, Konditionierung, Deklarierung als auch die 

Entsorgung ausschließlich über die Zentrale Sammelstelle 

50 

Abschnitt 9 § 29 StrlSchV § 69 StrlSchV 

Was ? Was ? 

Kleidung 

ZSR 

Verkehrsflächen 

Bodenflächen 

Arbeitsflächen Gebäude 

> 1·GW 1/10 3 kg 

Dokumentation Methode 

Nuklide 

a = O·F/m 

Messgröße: spezischische Aktivität a in Bq/g 

wtL_1 bzw. _2 WT + LSC 

3 14 32 33 35 125 

H, C, P, P, S, I 

wt_ab1 bzw. _2 WT+a-counter U, Th, Pu, Am, Cm Dokumentation 

Methode 

Nuklide 

wt_ab1 bzw. _2 WT+b-counter 

14 32 33 35 

C, P, P, S HFK_ab1 K- Monitor a+b-Strahler ausser 

KM_ab Kontamat LB 1210 

3 55 241 

H, Fe, Pu (E) 

d_L_1 bzw. 2 LSC(direkt) a+b-Strahler 

d_g_1 bzw. 2 g-Spektrometrie g-Strahler 

E: Einzelnuklid manage_p a,b,g-Spekt. a,b,g-Strahler 

M: Nuklidgemisch (M ixture) 

wt: Wischtest L: LSC-Messung HFK Hand-Fuß-Kleidermonitor 

ab ab-counting KM Kontaminationsmonitor 

GW Grenzwerte nach Anl III Tab1 Sp 4 und 5 oder 10a StrlSchV 1) Routineauswertung 

2) Spezialauswertung


Entsorgung 

für radioaktive Abfälle (ZSR) vor. Dabei sind die von der 

ZSR vorgegebenen Sammelbehältnisse zu verwenden. 

Aktuelle Auskunft finden Sie unter 

www.uni-regensburg.de/ Einrichtungen/ Verwaltung/ref_v5/ Uniintern/ZSRBehaelterwegweiserIIa.pdf. 

Allgemein gilt: 

1. Sammelraum direkt nach Entstehung 

Im Zentralen Radionuklidlaboratorium der NWFIV ist der 

Raum CHE 32.01.39 als Abfalllagerraum für radioaktive 

Abfälle ausgewiesen. Dieser Raum dient als Sammelraum 

für die im ZRN anfallenden radioaktiven Abfälle. 

Mindestens halbjährlich werden vom Erzeuger der 

radioaktiven Abfälle diese in Absprache mit der Zentralen 

Sammelstelle für radioaktive Abfälle (ZSR) der 

Universität Regensburg in die Räume der Sammelstelle 

verbracht. Die Auflagen der ZSR und der Strahlenschutzanweisung 

des ZRN sind einzuhalten. 

2. Behältnisse und Kontaminationskontrolle 

Für die Behältnisse und die Kontaminationsfreiheit von 

Sammelbehältern für radioaktive Abfälle gilt: 

- Ausschließlich von der ZSR ausgegebene Behälter 

werden angenommen. 

- Die Behälter müssen dicht verschlossen und aussen 

kontaminationsfrei sein (Kontaminationskontrolle). 

- Für die Kontaminationsfreiheit der Aussenseiten ist der 

Strahlenschutzbeauftragte des abgebenden Bereiches 

verantwortlich. 

- Fragen beantwortet Herr Dr. Posnter (3897) oder Herr 

Hirsch (4002). 

3. Deklaration von radioaktiven Abfälle 

Die Deklaration gibt Auskunft über den Inhalt der 

Abfallgebinde und ist für jedes Abfallgebinde einzeln 

durchzuführen. Die Abfalldeklarierung erfolgt auf Etiketten, 

die bei der ZSR erhältlich sind. Folgende 

Informationen müssen angegeben sein: 

51


Entsorgung 

Angaben zur 

Deklaration 

Abfälle mit langund 

kurzlebigen 

Radionukliden getrennt 

sammeln 

a) Radionuklid(e) 

b) Abgabedatum 

c) Aktivitäten der Radionuklide am Abgabedatum in der 

Einheit MBq (möglichst genau) 

d) Herkunft des Abfalls (Lehrstuhl, Raumnummer) 

e) Art des Abfalls (ist anzukreuzen) 

flüssig wässrig brennbar 

fest organisch nicht brennbar 

Für die Art der zu verwendenden Verpackungsbehälter ist 

die Halbwertzeit des/der im Abfall gesammelten 

Radionuklide von erheblicher Bedeutung. Radionuklide 

mit einer Halbwertszeit t1/2 von > 100 Tage, z.B. 3 H, 14 C 

gelten als langlebige, solche mit t1/2 < 100 Tage, z.B. 32 P, 

33 P, 35 S, 125 I als kurzlebige Radionuklide. 

Wird deklariert, dass kurzlebige Radionuklide im 

Abfallgebinde sind, dann ist sicher zu stellen, dass keine 

langlebigen Radionuklide untergemischt wurden. 

Die Deklarierung, Verpackung und Entsorgung in die 

ZSR ist vom Erzeuger der radioaktiven Abfälle 

verantwortlich durchzuführen. Es gelten die 

Strahlenschutzgrundsätze. 

Die Deklaration hat 

Umfassend (alle benötigten Angaben sind zu leisten) 

Richtig und 

verantwortlich zu erfolgen. 

Der Erzeuger haftet für alle Schäden, die aus falscher 

Deklaration oder fehlerhafter und unterbliebener 

Kontaminationskontrolle entstehen. 

52


P. Kontaminationskontrolle und LSC 

1. Aufgabenstellung 

Dieser Versuch soll einen Einblick in die Methode der Flüssigszintillationsspektrometrie 

(LSC) geben und die Möglichkeiten zeigen, wie man 

effizient die Aktivität von markierten Verbindungen bestimmen und diese 

Bestimmungen bei der Kontaminationskontrolle anwenden kann. 

Die Ziele dieses Versuchs sind, 

wichtige Einfußfaktoren, z.B. Blindwert, Hochspannung, Energie, ROI, auf 

das Ergebnis der LSC-Messung zu erkennen und diese bei der Auswertung 

zu berücksichtigen, 

den physikalischen Wirkungsgrad für eine Standardlösung mit 3 H zu 

ermitteln, 

Unterschiede zum Spektrum des 14 C erkennen, 

den Blindwert zu messen und mit den berechneten Parametern die 

Nachweisgrenze zu ermitteln, 

einen Wischtest anhand einer Modellkontamination mit KCl durchzuführen 

und 

die nicht festhaftende Oberflächenkontamination einschließlich der 

Nachweisgrenze mittels LSC-Messung zu bestimmen, 

den Abriebfaktor abzuschätzen und 

die Ergebnisse zu bewerten. 

2. Fragen (Übungen) 

2.1 Leiten Sie eine Gleichung her, mit der Sie den physikalischen Wirkungsgrad 

berechnen können. 

2.2 Welche Einflussfaktoren wirken sich auf den Wert des physikalischen 

Wirkungsgrades aus und in welchem Ausmaß? 

2.3 Begriffe 

2.3.1 Wie ist „Aktivität“ definiert (Einheit)? 

2.3.2 Wie ist „Aktivitätskonzentration“ definiert (Einheit)? 

66


2.3.3 Wie ist „spezifische Aktivität“ definiert (Einheit)? 

2.3.4 Wie ist „Oberflächenkontamination“ definiert (Einheit)? 

2.3.5 Was versteht man unter Halbwertszeit t1/2? 

2.3.6 Ein Radionuklid hat zum Zeitpunkt t0 = 0 die Aktivität A = 100 Bq 

welche Aktivität hat es bei t´ = 3·t1/2? 

2.3.7 Wie lautet das Zeitgesetz des radioaktiven Zerfalls ? 

2.5 Häufig vorkommende Umrechnungen 

2.5.1 Was bedeutet cpm bzw. ipm? Rechnen Sie um in cps bzw. ips. 

2.5.2 Rechnen Sie um: 

- 1 µCi in Bq 

- 1 Bq in dpm (decays per minute) 

Leiten Sie eine Gleichung her, mit der Sie die Nachweisgrenze bei der 

LSC-Messung bestimmen können. 

3. Hinweise zur Dokumentation (Protokoll) 

Die richtige und vollständige Dokumentation der durchgeführten Versuchsteile, 

der Meßergebnisse, Auswertungen, Rohdaten, Zwischenergebnisse usw. in 

Form eines Protokolls ist die wesentliche Voraussetzung für die Bestätigung der 

erfolgreichen Teilnahme. 

4. Arbeitsprogramm (Übersicht) 

Das Arbeitprogramm besteht aus 

a) Einweisung in das LSC-Messgerät „Triathler“. 

b) Messung der Aktivitätsstandards 3 H und 14 C. 

c) Messung der Blindprobe „Blank“ und Vergleich mit dem Sollwert. 

d) Variation der Hochspannung am Photomultiplier (PMT) mit dem 3 H- 

Standard. 

67

Hinweise: 


e) Bestimmung des physikalischen Wirkungsgrads für den Aktivitätsstandard 

3 H und Vergleich mit dem Sollwert. 

f) Präparation der Blindprobe „Wischtest“ und Messung des Blindwerts. 

g) Präparation und Messung der Kalibierprobe 40 KCl (0,7-1 g KCl). 

h) Wischtest mit einer simulierten Kontamination ( 40 KCl), Präparation 

der LSC-Messprobe und Messung mit dem LSC. 

i) Auswertung: Bestimmung der nicht festhaftenden 

Oberflächenkontamination, der Nachweisgrenze, Abschätzung des 

Abriebfaktors, Bewertung der Ergebnisse in Bezug auf die 

Kontaminationskontrolle. 

Bitte vermeiden Sie, dass radioaktive Stoffe versehentlich dorthin gelangen, wo 

sie nicht sein sollen. 

- Handeln Sie überlegt und konzentriert. 

- Wechseln Sie Einweghandschuhe rechtzeitig. 

- Achten Sie auf Dichtheit der Messpräparate. 

- Vermeiden Sie beim Ausfluss am Dosierer für den Szintillationscocktail den 

Kontakt mit dem Probengefäß. 

- Verwenden Sie Pipettenspitzen, die in Kontakt mit radioaktiven Lösungen 

waren nicht weiter. 

- Verschließen Sie die Meßgefäße dicht und schütteln Sie anschließend gut. 

- Das Füllvolumen im Probengefäß darf 20 mL nicht wesentlich überschreiten. 

- Wiegen Sie das KCl sorgfältig ein. 

- Runden Sie sinnvoll. 

- Vergessen Sie nicht den Blindwert R0 zu subtrahieren. 

- Fragen Sie bei Unsicherheiten unverzüglich Ihre/n Betreuer/in. 

68


5. Das Messgerät: TRIATHLER TM (MULTILABEL TESTER; LSC) 

Hinweis: Die Einstellungen und Messungen werden selbständig durchgeführt. 

Bitte achten Sie besonders darauf, dass die zu messenden Präparate dicht, 

unbeschädigt und kontaminationsfrei sind. Kann dies nicht zweifelsfrei 

sichergestellt werden, so darf das entsprechende Präparat unter keinen 

Umständen gemessen werden. Bitte sprechen Sie sich innerhalb Ihrer Gruppe 

ab, um die begrenzte Messkapazität optimal zu nutzen. 

5.1 Qualitätssicherung: Messungen von Standardproben bei der Standard- 

einstellung der Hochspannung (858 V). 

5.2 Messen Sie das -Spektrum den 3 H- und des 14 C-Standardstrahler und den 

Blank (Nulleffekt). 

Standardstrahler A/dpm Bezugsdatum ROI Messzeit /s 

3 H 194800 1.6.2003 30-120 60 

Blank 0 Entfällt 30-120 60 

Hinweis: Jeder Teilnehmer misst den 3 H-Standard und den „Blank“. 

5.3 Auswertungen 

Vergleichen Sie die Spektren von 3 H und 14 C. 

Welche(n) Unterschied(e) sehen Sie? 

Worauf ist/sind er/sie zurück zu führen? 

Berechnen Sie die nulleffektsbereinigte Nettozählrate R in cpm und 

tragen Sie den Wert in die ausliegende Graphik (Bereich des 

Referenzwerts) ein. Bewerten Sie das Ergebnis (Vergleich mit dem 

Referenzwert). 

Tragen Sie den Wert der Nulleffektszählrate (blank) in die 

ausliegende Graphik (Bereich des Erwartungswertes) ein. 

Bewerten Sie dass Ergebnis im Hinblick auf den Erwartungswert 

bzw. den Referenzwert. 

Berechnen sie den physikalischen Wirkungsgrad für den 3 H- 

Standard und vergleichen Sie den berechneten Wert mit 

Referenzwert. 

5.4 Bewertung: Beurteilen Sie die Funktionstüchtigkeit des Messgeräts. 

69


6. Bestimmung der nicht festhaftenden Oberflächenkontamination O 

6.1 Herstellung und Messung der Blindwertprobe „Wischtest“ 

Als Blindwertprobe „Wischtest“ wird eine Probe vorbereitet, die kein 

Kontaminationsnuklid (hier: 40 K) enthält, also im Sinne des zu 

erwartenden Messeffekts „blind“ ist. 

Ein unbenutzter Papierfilter wird in ein Messgefäß (LSC-Vial) 

überführt. 

Es werden 20 mL des Szintillationscocktails QSA zugegeben. 

Die Probe wird als Blindwertprobe „Wischtest“ mit (BW-WT) auf dem 

Deckel beschriftet. 

Die Blindwertprobe „Wischtest“ wird bei einer PMT Spannung von 

858 V gemessen. Die Messzeit beträgt 1000 s. Es wird ein 

Auswertungsbereich (ROI: Region of Interest) von 30-1000 eingestellt. 

6.2 Herstellung und Messung eines Kalibrierpräparats 40 K 

Für das Kalibrierpräparat werden ca. 0,7-1 g KCl entnommen und in 

ein LSC-Probengefäß möglichst genau eingewogen. Die Menge ist mit 

der Analysenwaage genau zu ermitteln und zu dokumentieren. Die 

Aktivität des 40 K ist das Präparat zu berechnen. 

Danach wird ein unbenutzter Papierfilter zugegeben. 

Es werden 20 mL des Szintillationscocktails QSA zugegeben. 

Die Probe wird als Kalibrierprobe „Wischtest“ mit (KA-WT-KCl-2g) 

auf dem Deckel beschriftet. 

Das Kalibierpräparat wird bei einer PMT Spannung von 858 V 

gemessen. Die Messzeit beträgt bis 1000 s. Es wird ein 

Auswertungsbereich (ROI: Region of Interest) von 30-1000 eingestellt. 

6.3 Auswertung: Physikalischer Wirkungsgrad des 40 K 

Die Halbwertszeit des 40 K beträgt ca. 1,28·10 9 Jahre. 40 K ist ein -, ec- 

und -Strahler mit folgende charakteristischen Strahlungsenergien E(i) 

und Emissionswahrscheinlichkeiten Y(i) für die Übergänge i: 

Übergang i Y(i)/(Bq·s) -1 E(i)/keV 

0,893 585 (mittlere Energie) 

1300 (Maximale Energie) 

ec < 0,006 2,88 - 3,19 

 

1 g KCl entspricht 15,86 Bq 40 K 

70


Tabelle 1: Bestimmung des physikalischen Wirkungsgrads für 40 K. 

Probe 

Name 

(Abkürzung) 

m(KCl) 

/ g 

BW-WT Ohne KCl 

KA-WT-KCl-2g 

A[m(KCl)]/Bq 

Y(i)/(Bq·s) -1 

phys/Ips·Bq -1 

Messzeit 

tM/s 

R`, R0 (190-1000) 

/cpm 

6.4 Wischtest mit einer simulierten Kontamination (KCl) 

R/cpm 

Auf vorgezeichneten Testflächen wurde eine bekannte Aktivität an 40 K in 

der Verbindung KCl 

a) als Feststoff 

b) als wässerige Lösung 

auf einer quadratischen Fläche von ca. 10 cm 10 cm aufgebracht. Diese 

dient als Testkontamination. 

Auf einer Testfläche wird mit sanften, gleichmäßigen Druck mit einem 

leicht angefeuchteten Papierfilter die Oberfläche auf der Fläche von ca. 

100 cm² gleichmäßig bestrichen. Der so beaufschlagte Papierfilter wird 

zusammengerollt und in ein LSC-Messgefäß so überführt, dass eine 

71


Verschleppung der Kontamination vermieden wird. Es werden 20 mL 

des Szintillationscocktails QSA zugegeben. 

Die Probe wird als Messprobe „Wischtest“ mit WT-KCl-f (fest) bzw. 

WT-KCl-l (flüssig) auf dem Deckel beschriftet. 

Die Probe wird bei einer PMT Spannung von 858 V gemessen. Die 

Messzeit beträgt bis 1000 s. Es wird ein Auswertungsbereich (ROI: 

Region of Interest) von 30-1000 eingestellt. 

6.5 Auswertung der Kontaminationskontrolle 

Tabelle 2: Bestimmung der abwischbaren Oberflächenkontamination O, der 

Nachweisgrenze NWG(O) für O und des Abriebfaktors für 40 K. 

Probe Messzeit 

tM/s 

BW-WT 

WT-KCl-f 

WT-KCl-l 

Y(i) 

/(Bq·s) -1 

phys 

/Ips·Bq -1 

R`, R0 

(190-1000) 

/cpm 

R/cpm A/Bq O 

/Bq/cm² 

72 

NWG(O) 

/Bq/cm² 

Die Gesamtaktivität der Kontamination wird Ihnen vom Betreuer mitgeteilt: 

A (fest): Bq 40 K 

A(flüssig): Bq 40 K


Berechnen Sie den Abriebfaktor 

= 

Ergebnis: 

(fest) ≈ 

(flüssig) ≈ 

6.6 Bewertung 

nicht festhaftende Oberflächenkontamination O 

gesamte Oberflächenkontamination OGes 

6.6.1 Vergleich NWG(O) mit GW(O) 

Wenn 

Bewerten Sie die Eignung des Messverfahrens zur Erfüllung des 

Messzwecks, d.h. vergleichen Sie die Nachweisgrenzen NWG(O) mit den 

Grenzwerten der Oberflächenkontamination GW(O) für Flächen 

außerhalb von Strahlenschutzbereichen. Entnehmen sie bitte die 

entsprechenden Werte aus Spalte 4 Anl. III Tabelle 1, 

Strahlenschutzverordnung 2001. (Achtung Irrtum vorbehalten). 

NWG(O) < GW(O), dann ist das Messverfahren ausreichend empfindlich 

NWG(O) > GW(O), dann ist das Messverfahren nicht ausreichend empfindlich 

und erfüllt den Messzweck nicht 

73


Auszug aus Anl. III Tabelle 1, Strahlenschutzverordnung 2001. (Achtung Irrtum 

vorbehalten). 

Nuklid Freigrenze 

Oberflächenuneingeschränkte 

Freigabe von Freigabe von Halbwertszeit 

kontamination 

spezifische . 

Aktivität in Aktivität in . in 

Bq Bq/g Bq/cm 2 

festen Stoffen, Bauschutt, 

Flüssigkeiten Bodenaushub 

mit Ausn. von von mehr als Boden- 

Sp.6 . 1000 t/a flächen in 

in Bq/g in Bq/g Bq/cm 2 

Gebäuden zur 

Wieder-, Weiterverwendung 

in Bq/cm 2 

festen Stoffen, 

Flüssigkeiten zur Metallschrott 

Beseitigung mit zur Gebäuden 

Ausn. von Sp.6 Rezyklierung zum Abriss in 

in Bq/g in Bq/g Bq/cm 2 

1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 

H-3 1 E+9 1 E+6 1 E+2 1 E+3 6 E+1 3 1 E+3 1 E+3 1 E+3 4 E+3 12,3 a 

C-14 1 E+7 1 E+4 1 E+2 8 E+1 1 E+1 4 E-2 1 E+3 2 E+3 8 E+1 6 E+3 5,7E+3 a 

C-14 

Monoxid 1 E+9 1 E+1 5,7E+3 a 

C-14 Dioxid 1 E+9 1 E+1 5,7E+3 a 

P-32 1 E+5 1 E+3 1 E+2 2 E+1 2 E+1 2 E-2 1 E+2 1 E+3 2 E+1 4 E+5 14,3 d 

P-33 1 E+8 1 E+5 1 E+2 2 E+2 2 E+2 8 E-2 1 E+3 4 E+4 2 E+2 6 E+5 25,3 d 

S-35 1 E+8 1 E+5 1 E+2 6 E+1 1 E+3 1 E-2 1 E+3 2 E+2 6 E+2 2 E+5 87,5 d 

S-35 

organisch 1 E+8 1 E+5 87,5 d 

S-35 Gas 1 E+9 1 E+6 87,5 d 

K-40*) 1 E+6 1 E+2 1 E+1 8,E-01 9 E-2 1 E+1 6 E+0 2 E+1 59,4 d 

I-125 1 E+6 1 E+3 1 E+1 3 3 9 E-2 1 E+1 1 E+2 3 1 E+4 59,4 d 

*) sind als natürlich vorkommende Radionuklide nicht beschränkt. 

Freigabe 

74


Q. Zerfallsarten und Wechselwirkung mit Materie 

Diese Versuche sollen Ihnen eine Vorstellung über die Wechselwirkung 

ionisierender Strahlung mit Materie vermitteln und Sie befähigen zu 

entscheiden, unter welchen Bedingungen sie eine Abschirmung benötigen und 

welche Abschirmung am besten geeignet ist. 

Arbeitsmaterialien: 

Als Abschirmungsmaterialien stehen zur Verfügung: 

- ein Blatt Papier 

- eine 0,5 cm dicke Aluminiumplatte 

- mehrere 5 cm dicker Blei-Ziegel 

Als Strahlungsquellen stehen zur Verfügung: 

- ein Flächenkalibrierpräparat mit 241 Am mit ca. 2 Bq/cm² enthält. 

- ein Flächenkalibrierpräparat mit 90 Sr ( 90 Y) mit ca. 2 Bq/cm² enthält. 

- ein Stein, der Pechblende mit Uran und Zerfallsprodukten (Radionuklid- 

gemisch) und Aktivität enthält. 

Als Kernstrahlungsmessgeräte stehen zur Verfügung: 

- Kontaminationsmonitor LB 1210 C (zählende Messung für - und - 

Strahlung) 

- Ortsdosisleistungsmessgerät LB 123 (zählende Messung für -Strahlung) 

Durchführung: 

a) Beurteilen Sie ohne Abschirmung die verschiedenen Messgeräte in Bezug auf 

ihre Eignung, die jeweilige Strahlenart(en) zu detektieren. 

b) Abschirmwirkung verschiedener Materialien bei -Strhalung 

Es werden die Abschirmmaterialien vor die Strahlungsquelle fixiert und in der 

folgenden Tabelle die Ergebnisse dokumentiert. 

Mit den Kalibrierstrahlern 90 Sr( 90 Y) und 241 Am wird der Kontaminationsmonitor 

LB 1210 C kalibriert. Die Zeitkonstante beträgt =1 s. 

c) Funktionstüchtigkeitsprüfung am Kontaminationsmonitor 

Führen Sie die Funktionstüchtigkeitsprüfung am Kontaminationsmonitor durch 

und dokumentieren Sie diese. 

d) Berechnen Sie die physikalischen Wirkungsgrade phys und die 

Kalibrierfaktoren phys für 

1) Die -Strahlung des 241 Am 

2) Die -Strahlung des 90 Sr( 90 Y) 

e) Bewerten sie die Eignung verschiedener Materialien zur Abschirmung. 

Tragen Sie die Ergebnisse in folgender Tabelle ein. 

75


Tabelle: zu 1. Ergebnisse zu Zerfallsarten und Wechselwirkung mit Materie 

Probe Radionuklid A /Bq 

Kalibrierstrahler 90 Sr 

Bewertungen: 

90 Y 

O 

/Bq·cm -2 

200 2 R´ Ips ODL = 

200 2 R 0 Ips 

R Ips 

phys = Ips/Bq 90 Sr 

phys = Bq 90 Sr/Ips 

phys = Bq·cm -2 ·Ips 

Kalibrierstrahler 241 Am () 200 2 R´ Ips ODL = 

R0 Ips 

R 0 Ips 

phys = 0 Ips/Bq 

phys = Bq/Ips 

Messgerät 

Kontaminationsmonitor ODL-Sonde 

phys = Bq·cm -2 ·Ips 

Stein viele ? ? R´ Ips Abstand ODL 

R 0 Ips 1 m 

R Ips 0,1 m 

phys = Kontakt 

76


R. Sicherer Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen 

Im Rahmen dieses Teil erfolgt die Begehung eines Kontrollbereichs, in dem mit 

offenen und umschlossenen radioaktiven Stoffen umgegangen werden darf. Die 

Begehung erfolgt in Begleitung einer fachkundigen Person. 

1. Sicheres Arbeiten mit radioaktiven Stoffen 

- Zutritt zum Kontrollbereich 

Zutrittsmessung am HFK 

Dokumentation im KB-Zutrittsbuch 

Schutzbekleidung 

- Umgang mit radioaktiven Stoffen. 

Versuchsaufbau zur Minimierung der Strahlenexposition 

1. Abstand 

2. Abschirmung 

3. Arbeitszeit minimieren 

Bei hochenergetischen -Strahlern mit hoher 

Aktivitätskonzentration: 

Achtung: Sehr hohe Dosisleistung an der Haut bei 

Kontamination. 

Sofort Handschuhe wechseln ! 

Durchführung einschließlich begleitender Messungen 

Arbeitstägliche Kontaminationskontrolle 

- Direkte Messung 

- Wischtest 

Abfallkonditionierung 

Abfalldeklarierung 

Ordnungsgemäßer Zustand des Arbeitsplatzes herstellen 

- Verlassen des Kontrollbereichs 

Reinigung der Hände 

Messung am HFK-Monitor 

Ablegen der Dosismeter 

Dokumentation der Messergebnisse 

2. Übungen 

- Berechnung der Erfordernis der Inkorporationskontrolle 

- Optimale Messmethoden 

-counting 

-Spektrometrie 

LSC (-Strahler, ec-Strahler) 

- Auswertung und Dokumentation 

- Bewertung 

77

1. Erzeugung 

2. Neutronen- 

energie 

Tabelle: Einteilung 

der Neutronen nach 

ihrer Energie (nach 

Eugen Sauter, 

Grundlagen des 

Strahlenschutzes) 

Thermische 

Neutronen: 

Ew = 0,025 eV 

Em = 0,038 eV 

Teil 8: Tätigkeit in fremden Anlagen 

S. Neutronen 

Neutronen entstehen 

bei Kernumwandlungen 

thermonuklearen Reaktionen 

Kernspaltung (spontan, neutroneninduziert) 

Beschuss von Materie mit sehr energierreichen 

Deuteronen 

Nach der kinetischen Energie unterscheidet man zwischen 

schnellen, epithermischen (mittelschnellen) und 

thermischen (langsamen Elektronen). Die folgenden 

angegebenen Bereichsgrenzen stellen Richtwerte dar: 

Bereich Energiebereich Mittlere Energie vn/km/s 

Thermische 0 – 0,1 eV 0,025 eV 2,2 

(langsame) Neutronen 

epithermische (mittel- 0,1 eV – 0,1 MeV 1 eV 13,8 

schnelle) Neutronen 

schnelle Neutronen 0,1 – 10 MeV 0,1 MeV 4370 

ultraschnelle (rela- > 10 MeV 14 MeV 51750 

tivistische) Neutronen 

Ein Neutron mit der Energie E (in eV) hat die 

Geschwindigkeit N 

v = 1,383·10 4 E 1/2 (in m/s) 

Diese Gleichung gilt für den Bereich 0 < E < 10 MeV. 

Thermische Neutronen stehen im thermischen 

Gleichgewicht mit den Atomen und Molekülen in ihrer 

Umgebung. Die Geschwindigkeitsverteilung dieser 

Neutoren entspricht einer Maxwell-Verteilung. Bei 20°C 

ist der wahrscheinlichste Wert der Neutronenenergie Ew = 

0,025 eV der mittlere Wert Em = 0,038 eV. Die 

Energieverteilung entspricht etwa der in folgender 

Abbildung dargestellten Kurve. 

82

Abbildung: Anzahl 

der Neutronen dN je 

Energieintervall mit 

den Grenzen E und E 

+ dE in Abhängigkeit 

von der Neutronenenergie 

E bei thermischenGleichgewicht. 

Abbildung: Relative 

Häufigkeit der Neutronen 

bei der Kernspaltung 

von 235 U in 

Abhängigkeit von der 

Neutronenenergie E 

bei thermischen 

Gleichgewicht. 

3. 

Wechselwirkung 

mit Materie 

Elastische 

Streuung 


dN/dE 

rel. Häufigkeit der Spaltneutronen 

0,4 

0,3 

0,2 

0,1 

0 

1 

0,1 

0,01 

0,001 

3.1 Streuung 

Energieverteilung thermischer Neutronen 

E w 

Neutronenenergie 

0 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 

E n / MeV 

Beim Zusammenstoß eines Neutrons mit einem Atomkern 

ändert das Neutron seine Bewegungsrichtung. Es wird 

gestreut. Es ist zu unterscheiden zwischen elastischer und 

unelastischer Streuung. Für schnelle Neutronen sind die 

Streuquerschnitte aller Elemente klein und im allgemeinen 

nicht sehr unterschiedlich. Sie werden bei der Streuung 

durch leichte und schwere Elemente in nahezu gleicher 

Weise beeinflußt. 

83

Moderatoren 

Mittlere freie 

Weglänge für 

Neutronen der 

Energien 0,025 eV 

Unelastische 

Streuung 


Bei der elastischen Streuung bleibt die Gesamtenergie und 

der Gesamtimpuls der Stoßpartner erhalten. Der Atomkern 

wird nicht angeregt. Neutronen bis zu Energien von ca. 

0,15 MeV zeigen nach der elastischen Streuung eine 

isotrope Winkelverteilung. Für Neutronen größerer 

Energie ist die Streuung nicht isotrop. 

Der Bruchteil der Energie, die das Neutron auf den 

Atomkern überträgt ist maximal 

= 

4Ar 

(Ar + 1)² 

Ar ist die relative Atommasse. 

Der Energieverlust des Neutrons ist umso größer je 

kleiner die relative Atommasse des gestoßenen Atomkerns 

ist. Für 

1 1H (Ar = 1) wird = 1. 

238 U (Ar = 238) wird = 0,016. 

Dieser Vorgang der Energieabgabe eines Neutrons an 

Atomkerne in elastischen Stößen heißt Moderation. Zur 

Moderation werden Stoffe mit kleiner relativer 

Atommasse und kleinen Wirkungsquerschnitten für 

Kernreaktionen verwendet (Moderatoren). 

Beispiele: H2O, D2O, Graphit, Beryllium. 

Die Wegstrecke, die ein thermisches Neutron in einem 

Moderator zwischen zwei aufeinanderfolgenden Stößen 

im Mittel zurücklegt heißt mittlere freie Weglänge. 

Moderator H2O D2O Graphit Beryllium 

Mittlere freie 0,29 2,23 2,60 1,16 

Weglänge in cm 

Wenn die Energie eines Neutrons ausreichend groß ist, 

wird nach seinem Eindringen in einem Atomkern wieder 

ein Neutron emittiert und ein angeregter Kern bleibt 

zurück. Dies nennt man unelastische Streuung eines 

Neutrons. Bei dieser Art der Streuung ist die Summe der 

kinetischen Energien der beiden Stoßpartner vor und nach 

84

Abbildung: Untere 

Anregungsniveaus 

von leichten und 

schweren 

Atomkernen 


dem Stoß verschieden. Unelastische Streuung kann nur 

stattfinden, wenn die auf einen Atomkern übertragene 

Energie größer oder gleich der niedrigsten 

Anregungsenergie des Targetkerns ist. 

In der folgenden Abbildung sind die unteren Niveaus der 

Anregungsenergie für 

12 C und 

85 

56 Fe schematisch 

dargestellt. Bei leichten Kernen liegen die Niveaus relativ 

hoch, bei schweren relativ niedrig. Die in Kernreaktoren 

auftretenden Neutronenenergien sind relativ niedrig, so 

dass unelastische Streuung vorzugsweise an schweren 

Atomkerne (U, Fe) auftritt. Die so angeregten Atomkerne 

geben ihre Energien sofort als sekundäre -Strahlung in 

Form eines Linienspektrums wieder ab. Die Energie des 

Neutrons, das den Atomkern nach dem Stoß verläßt, ist 

um die Anregungsenergie kleiner als die Energie des in 

den Atomkern eingedrungenen Neutrons. 

Energie 

9,64 MeV 

7,66 MeV 

4,43 MeV 

Leichte Kerne Grundstand 

Schwere Kerne 

12 C 

56 Fe 

2,658 MeV 

2,085 MeV 

0,847 MeV 

Für die Strahlenschutz von Bedeutung ist die elastische 

und die unelastische Streuung. Schnelle Neutronen (E > 

0,1 MeV) führen wegen ihrer größeren Energie bei einer 

Einwirkung auf den menschlichen Körper zu viel 

schwereren Schäden als thermische Neutronen. Schnelle 

Neutronen müssen daher zuerst moderiert, d.h. 

abgebremst werden. Hierzu sind Strahlenschutzabschirmungen 

von Vorteil, deren Material aus Atomen 

mit kleinen relativen Massen (Parafin, Wasser) besteht. 

Diese streuen die Neutronen elastisch. Die bei 

unelastischer Streuung indizierte Strahlung wird 

vermieden. Allerdings ist der Wirkungsquerschnitt für

Materieller 

Schwächungskoef 

fizient für Neutronen 

Abbildung: 

Materieller Massenschwächungskoeffizient 

für - und 

Neutronenstrahlung 

in Abhängigkeit von 

der Strahlenenergie 

Albedofaktor für 

Neutronen 

Beispiel: 


elastische Streuung von Neutronen hoher Energie 

verhältnismäßig klein. Die durch den Einfang und durch 

unelastische Streuung von Neutronen entstehende - 

Strahlung heißt sekundäre -Strahlung. 

Der materielle Schwächungskoeffizient setzt sich für 

Neutronen setzt sich additiv aus den verschiedenen 

Anteilen der Wechselwirkung mit der Materie zusammen. 

Elastische Streuung 

Unelastische Streuung 

Kernumwandlungen, z.B. (n,)-, (n,)-, (n,p)-Reaktionen 

In der folgenden Abbildung ist als Beispiel der materielle 

Schwächungskoeffizient für Neutronen gegen die Energie 

in Luft dargestellt. 

log µ/r in cm²/g 

0 

- 1 

- 2 

- 3 

10 -1 

Unter dem Albedofaktor für Neutronen (kurz: Neutronen- 

Albedo) versteht man das Verhältnis der Neutronenströme 

der von einem Reflektor zurückgestreuten Neutronen und 

den in den Reflektor eintretenden Neutronen. Die Albedo 

eines Stoffes ist abhängig von 

der Geometrie 

der Ausdehnung 

der Dicke der reflektierenden Schicht und 

der Energie der Neutronen 

abhängig. 

Für thermische Neutronen und eine unbegrenzte, ebene 

Grenzschicht der Dicke b ist die Albedo 

2D b 

1 - · coth 

L L 

= 

2D b 

1 + · coth 

L L 

10 0 

Strahlenenergie in MeV 

10 1 

86

Tabelle: Diffusionskenngrößen 

für verschiedene 

Stoffe 

Tabelle: Beispiele 

für -Werte 

Kernreaktionen 

durch Neutronen 


b: Dicke des Reflektors 

L: Diffusionslänge in cm 

D: Diffusionskoefizient in cm 

In folgender Tabelle sind die Difusionskenngrößen 

verschiedener Moderatoren angegeben. 

Material Dichte in g/cm³ D in cm L in cm 

H20 (rein) ca. 1,0 0,143 2,70 

D20 (rein) ca. 1,0 0,83 148 

C (Graphit) 1,6 0,86 50 

Be (Beryllium) 1,78 0,49 22,1 

Parafin (DH2) 0,9 0,132 2,42 

Dicke der 

Schicht in cm H20 D20 C Be Parafin 

2 0,54 

5 0,80 0,49 0,49 0,67 0,80 

10 0,805 0,72 0,72 0,82 0,802 

50 0,805 0,94 0,92 0,92 0,802 

100 0,805 0,96 0,93 0,92 0,802 

3.2 Kernreaktionen durch Neutronen 

Bei den durch Strahlenwirkung bedingten Umwandlungen 

von Atomkernen (Kernreaktionen) entstehen meist 

Radionuklide. Man nennt dies induzierte Aktivität. 

Besonders Neutronenstrahlung kann solche 

Kernrekationen erzeugen. 

Von besonderer Bedeutung sind 

n,p 

n, 

n, 

Reaktionen. 

Der Wirkungsquerschnitt für eine Wechselwirkung 

zwischen Neutronen und Materie nimmt im allgemeinen 

mit zunehmender Neutronenenergie ab. Für n,p- und n,- 

Reaktionen, die jeweils nur ab einer bestimmten 

Schwellenenergie (Schwellenenergie) der Neutronen 

ablaufen, ist er wesentlich kleiner als für (n,)-Reaktionen 

durch thermische Neutronen. Die Reaktionsenergie für 

eine bestimmte Kernreaktion ist die Differenz der Summe 

87

Abbildung: Anzahl 

der Protonen gegen 

die Anzahl der 

Neutronen zur 

Verdeutlichung von 

durch Neutronen 

induzierte Kernreaktionen 

n,-Reaktionen 

Bor: Abschirmung 

thermischer 

Neutronen 


der kinetischen Energien und Photonenenergien der 

gebildeten Teilchen und der Summe der kinetischen 

Energien und Photoneneenergien der reagierenden 

Teilchen. 

Durch den Stoß eines Atomkerns mit Neutronen werden 

alpha-Teilchen emittiert. Wichtige Beispiele: 

Eine für den Strahlenschutz wichtige Kernreaktion ist der 

Neutroneneinfang durch Bor. 

10 

5 

7 

3 

B (n,) Li 

Die relative Häufigkeit von 10 B in natürlichem Bor beträgt 

19,6%; die restlichen 80,4% bestehen aus 11 B. Der 

Wirkungquerschnitt für diese Reaktion ist bei thermischen 

Neutronen ausserordentlich groß: 

n, = 4·10 -25 m² = 4000 barn. 

Obwohl das 10 B nur knapp 20% ausmacht, ist natürliches 

Bor ein wirksames Material für die Abschirmung 

thermischer Neutronen. Für diese Kernreaktion 

charakteristisch ist, dass nur eine mäßig harte -Strahlung 

(E = 0,478 MeV) entsteht. 

88

Weitere 

Beispiele: 

n,-Reaktionen 

Tabelle: Wichtige 

n,-Reaktionen 


27 

13 

24 

11 

Al (n,) Na 

Strukturmaterialien aus Aluminium im Reaktorkern 

23 

11 

20 

9 

Na (n,) F 

Schnelle natriumgekühlte Reaktoren 

6 

3 

3 

1 

Li (n,) H 

Wirkungsquerschnitt bei thermischen Neutronen 9,45·10 -26 m² (945 

barn); in der natürlichen Isotopenzusammensetzung enthält Lithium 

7,42% 6 Li und 

92,58% 7 Li. 

Der Neutroneneinfang ist mit einer starken Anregung des 

Atomkerns verbunden. Die vom Atomkern aufgenommene 

Energie (Summe aus Bindungsenergie und kinetische 

Energie des Neutrons) wird größtenteils sofort in 

Form von -Strahlung wieder abgegeben. Diese wird Einfang--Strahlung 

genannt. Einige technisch wichtige wichtige 

n,-Reaktionen sind in folgender Tabelle zusammen 

gefasst: 

Kernreaktion natürliche Häufigkeit Wirkungsquerschnitt 

Ausgangsnuklid /% 10 -28 m² (barn) 

11 

B (n,) B 

5 

10 

19,61 0,5 

5 

23 24 

11 Na (n,) 11 Na 100 0,56 

26 

12 

27 

13 

50 

24 

55 

25 

58 

26 

59 

27 

27 

12 

Mg (n,) Mg 11,17 0,05 

28 

13 

Al (n,) Al 100 0,21 

51 

24 

Cr (n,) Cr 4,31 11 

56 

25 

Mn (n,) Mn 100 11 

59 

26 

Fe (n,) Fe 0,33 0,9 

60 

27 

Co (n,) Co 100 36 

89

Näherungsweise 


Aktivierung 

Aktivierungsgleichung 

Exakte Berechnung 

der Aktivierung 


In der Regel ist ein Atomkern, dessen Massenzahl sich 

durch Neutroneneinfang um 1 erhöht hat, wegen des 

bestehenden Neutronenüberschusses nicht mehr stabil, 

sondern radioaktiv. Strukturmaterialien und Apparateteile 

eines Reaktors, die dem Neutronenfluss ausgesetzt waren, 

sind daher meist stark aktiviert und können beim Ausbau 

zu einer großen Strahlenexposition führen. Es ist daher 

notwendig die Aktivität abzuschätzen, bevor irgendwelche 

Teile von mit Neutronen aktivierten Materialien entnommen 

werden. 

N0 Atome eines Nuklids werden einem Neutronenfeld mit 

einer Flußdichte ausgesetzt. Die Anzahl der nach der 

Expositionszeit t radioaktiv gewordenen Atome wird mit 

N, die Zerfallskonstante mit bezeichnet. Bei einem 

Wirkungsquerschnitt für die Aktivierung durch eine n,- 

Reaktion ist im Zeitpunkt t die Änderung der Anzahl 

radioaktiver Atome 

dN 

dt 

das ergibt 

= N0·· – ·N; 

N = · (1 e ·t N0·· 

) 

 

Diese Gleichung ist eine gute Näherungslösung für nicht 

zu große Werte von ·t. Für große Werte von ·t kann N0 

nicht mehr als konstant angenommen werden; der 

Abbrand ist zu berücksichtigen. 

In obiger Gleichung muss N0 durch die Zahl N* der zur 

Zeit t vorhandenen aktivierbaren Atome eines Nuklids 

ersetzt werden. Man erhält N* aus 

dN* 

dt 

= N*·· 

N* = N0·e ··t 

Anstelle von N0 wird dieser Ausdruck eingesetzt: 

= N0···e ··t dN 

– ·N 

dt 

90

Abbildung: Spezifische 

Aktivtät gegen 

die Zeit am Beispiel 

59 Co(n,) 60 Co 

4. Kernspaltung 

durch Neutroneneinfang 

Tabelle: Zur 

Spaltung eines Atomkerns 

erforderliche 

Energie und Bindungsenergie 

eines 

Neutrons 

Spaltstoff 

Reaktionsgleichung 

bei der Kernspaltung 


Als Lösung ergibt sich, wenn zur Zeit t = 0 die Anzahl der 

radioaktiven Atome 0 war: 

N = · (e ··t e ·t N0·· 

) 

· 

Diese Funktion hat bei t = 

ln ln · 

ein Maximum. Die 

Aktivität ist: A = ·N · 

AS / Bq/g Co 

Die Spaltung eines Atomkerns durch den Einfang eines 

thermischen (langsamen) Neutrons wird thermische 

Spaltung genannt. Eine solche kann nur dann auftreten, 

wenn die Bindungsenergie des Neutrons größer ist als der 

zur Spaltung des Atomkerns notwendige Energiebetrag. 

Kern Zur Spaltung erforder- Bindungsenergie des eingeliche 

Energie in MeV fangenen Neutrons in MeV 

235 U 6,5 6,8 

238 U 7,0 5,5 

239 Pu 5,0 6,6 

233 U 6,0 7,0 

232 Th 7,5 5,4 

Aus obiger Tabelle geht hervor, dass 235 U, 233 U und 239 Pu 

durch thermische Neutronen gespalten werden kann; 238 U 

und 232 Th nicht. Stoffe die durch thermische Neutronen 

gespalten werden können heißen Spaltstoff. 

235 

92 

235 

92 

236 

92 

147 

57 

87 

35 

U + n U La + Br + 2 n 

1 

0 

Spezifische Aktivität durch 

Neutronenaktivierung von 59 Co gegen die 

Bestrahlungszeit t.F = 1∙10 12 cm -2 s -1 

4E+11 

3E+11 

2E+11 

1E+11 

Näherung 

exakt 

0E+00 

0 20 40 60 80 100 120 140 160 

236 

92 

t in Jahre 

147 

60 

86 

32 

U + n U Nd + Ge + 3 n 

1 

0 

1 

0 

91

Tritiumbildung durch 

ternäre Spaltung 

1 ³H pro 11000 

Spaltungen 

Tabelle: Wirkungsquerschnitte(*) 

für 

die Kernspaltung mit 

thermischen Neutronen 

der Neutronenenergie 

0,025 eV 


Der Vorgang der Spaltung ist in Regel mit der Emission 

von Neutronen, -Strahlung, -Teilchen, -Teilchen und 

Antineutrinos verbunden. Der Einfang eines Neutrons 

durch einen 235 U-Kern kann anstelle einer Kernspaltung 

auch andere Kernreaktionen zur Folge haben. Die 

Wahrscheinlichkeit, dass drei Kernbruchstücke in einer 

ternären Spaltung auftreten ist verhältnismäßig gering; 

eines der Bruchstücke kann ein Tritiumkern (Trtion) sein, 

der ein freies Elektron als Elektronenhülle einfängt. Bei je 

11000 Spaltungen wird ein Tritumatom gebildet. Die 

Kernspaltung durch Neutronen wird (n,f)-Reaktion 

genannt. 

Die Spaltausbeute der gebildeten Spaltprodukte hat 

aufgetragen gegen die gebildeten Massen die Form eines 

Doppelgipfels. Dies ist schematisch dargestellt in 

folgender Abbildung. 

92

Abbildung: Schematische 

Darstellung der 

prozentualen Spaltausbeute 

in Abhängigkeit 

von der Massenzahl 

Prompte 

Neutronen 

Tabelle: Verzögerte 

Neutronen bei der 

thermischen Spaltung 

des 235 U 


Spaltausbeute / % 

10 

1 

0,1 

0,01 

0,001 

60 70 80 90 100 110 120 130 140 150 160 170 

Massenzahl 

Die spektrale Verteilung der bei der Spaltung von 235 U 

auftretenden Neutronen ist so, dass nur relativ wenige 

Neutronen extrem hohe Energien bis zu 18 MeV 

aufweisen. Die wahrscheinlichste Neutronenenergie 

beträgt etwa 0,7 MeV (siehe Abbildung Seite 83 unten). 

Fast alle der freigesetzten Neutronen sind prompte 

Neutronen. Das sind solche Neutronen, die beim 

Spaltprozess ohne meßbare Verzögerung freigesetzt 

werden. Ein geringer Teil (0,65%) der bei thermischer 

Spaltung von 235 U auftretenden Neutronen läßt in bezug 

auf den Zeitpunkt des Spaltvorgangs eine zeitliche 

Verzögerung erkennen. 

Gruppe Mittlere zeitliche Verzögerte Neutronen Neutronen- 

Verzögerung in s je 100 Spaltungen energie in MeV 

1 80 0,052 0,25 

2 33 0,346 0,56 

3 9 0,310 0,43 

4 3,3 0,624 0,62 

5 0,9 0,182 0,41 

6 0,3 0,066 - 

Summe 1,58 

Verzögerte Neutronen sind solche, die bei einer 

Kernspaltung nicht unmittelbar, sondern als Folge von 

radioaktiven Umwandlungen von Spaltprodukten oder als 

Photoneutronen in (,n)-Prozessen entstehen. 

93

Beispiele für ,n- 

Reaktionen 

Spaltneutronen 

Kettenreaktion 

Energiedosisleistung 

ca. 5·10 5 Gy/h 

n ca. 5·10 5 Gy/h 

5. 

Strahlendosimetrie 


2 

1 

9 

4 

1 

1 

H + H + n 

8 

4 

Be + Be + n 

Die bei der Kernspaltung freigesetzten prompt oder 

verzögert entstehenden Neutronen werden mit 

Spaltneutronen bezeichnet, solange sie nach keine 

Wechselwirkung mit Materie erfahren haben. 

Die Neutronenausbeute je Spaltung ist die mittlere Anzahl 

Spaltneutronen (einschließlich verzögerter Neutronen), die 

je Spaltung emittiert werden. Wenn die je gespaltener 

Kern im Mittel freiwerdenden 2,5 Neutronen nach der 

Moderierung zur Spaltung weiterer 235 U-Kerne führen, 

setzt sich der Kernspaltungsprozess lawinenartig fort. 

Wird jedoch dafür gesorgt, dass die Neutronen nur jeweils 

eine Spaltung auslösen kann, dass ist die Zahl der 

Spaltungen in der Zeiteinheit konstant. 

Die bei der Kernspaltung entstehenden Spaltprodukte sind 

größtenteils radioaktiv. Ein Kernkraftwerk mit einer 

thermischen Leistung von 1000 MW gibt an die 

Wiederaufarbeitungsanlage jährlich eine Aktivität von ca. 

3,7·10 18 Bq (entspricht ca. 10 8 Ci) ab. 

Die aus einem Reaktor mit einer thermischen Leistung 

von 1 MW austretenden Strahlen verursachen an der 

Aussenseite des Reaktorbehälters eine Energiedosisleistung 

von ca. 5·10 5 Gy/h. Die auf die Neutronen 

zurückzuführende Energiedosisleistung ist etwa gleich 

groß. 

Da die Wirkung ionisierender Strahlung beim Menschen 

nicht direkt messbar ist, muss nach Methoden gesucht 

werden, die den Zusammenhang zwischen Strahlung und 

deren Wirkung herstellen. 

Strahlung, die ohne physikalische Wechselwirkung ein 

Objekt durchdringt, kann in diesem keine Änderung und 

auch keinen Schaden verursacht haben. Es ist daher 

naheliegend, die Strahlenwirkung im Zusammenhang mit 

der Energiedosis oder der Ionendosis zu sehen. 

94

5.1 Energiedosis 

Auf das Material 

übertragene Energie 

Definition der 

Energiedosis: 

Absorbed Dose 

ICRU 1957 

Energiedosis D 


Bei der Einwirkung ionisierender Strahlung (Strahlenexposition) 

unterscheidet man: 

direkt ionisierende Strahlung durch geladene Teilchen 

wie z.B. - oder -Teilchen und 

indirekt ionisierende Strahlung durch ungeladene 

Teilchen wie z.B. Neutronen oder Photonen (- 

Quanten) 

Dabei erfährt nicht nur die Strahlung eine Änderung 

sondern es ändert sich auch die Atome und Moleküle des 

bestrahlten Materials. Die Strahlenwirkung ist 

proportional der Energie, die die Strahlung auf das 

bestrahlte Material übertragen hat. 

Diese ist 

WD = Win Wex + WQ 

Mit 

Win: Summe der Energien (ohne Ruheenergien) aller 

Teilchen oder Photonen, die in ein bestimmtes Volumen 

des bestrahlten Materials eintreten. 

Wex: Summe der Energien (ohne Ruheenergien) aller 

Teilchen oder Photonen, die aus einem bestimmten 

Volumen des bestrahlten Material wieder heraustreten. 

WQ: Summe der Reaktions- und Umwandlungsenergie 

aller Kern- und Elementarteilchenprozesse einschlielßlich 

Atomhülle und chemischen Bindungen, die in diesem 

Volumen stattfinden. 

"Absorbed dose of any ionizing radiation is the energy 

imparted to matter by ionizing particles per unit mass of 

irradiated material at the place of interest." 

"Die absorbierte Dosis irgend einer ionisierenden 

Strahlung ist die Energie, die an Materie durch 

ionisierende Teilchen pro Masseneinheit des bestrahlten 

Stoffes an der interessierenden Stelle abgegeben wird." 

Unter der Energiedosis versteht man den Quotienten aus 

dWD und der Masse dm Ist r die Dichte des bestrahlten 

Materials und dV das Volumen der Masse dm, so gilt: 

95

Energiedosis D 

Energiedosisleistung 

Ď 

Volumendosis 

Einheit: Gray 


dWD 1 dWD 

D = = 

dm r dV 

Die Voraussetzungen für die Anwendung dieser 

Definition sind: 

Die ionisierende Strahlung tritt in homogene Materie 

ein. 

Die ionisierende Strahlung hat eine räumliche 

konstante spektrale Energiefluenz 

Die Energiedosis ist eine überall eine stetig 

differenzierbare Funktion nach Raum und Zeit. 

Die Energiedosis nimmt unter sonst gleichen 

Bedingungen proportional mit der Bestrahlungszeit zu: 

Ď = dD 

dt 

dD: Energiedosis im Zeitintervall dt 

dt: Länge des Zeitintervalls 

Umgekehrt gilt: Die Energiedosis ist das Zeitintegral der 

Energiedosisleistung. 

D = ∫ Ďdt 

Die Energiedosis macht nur eine Aussage über die 

Strahlenexposition an einer bestimmten Stelle des 

bestrahlten Materials und nicht über die 

Strahlenexposition des gesamten der Strahlung 

ausgesetzten Materials. 

Die integrierte Energiedosis Di (auch Volumendosis) 

genannt ergibt sich aus: 

Di = ∫DdV = 

WD 

r 

Die Einheit der Energiedosis ist: 

J 

[D] = 1 = 1 Gray (Gy) 

kg 

96

alte Einheiten: 

Beispiel: Temperaturerhöhung 

durch die Strahlenexposition 


einer Energiedosis 

von 1 Gy ? 

5.2 Ionendosis 


alte Einheit: 

1 rd* = 0,01 = 0,01 Gy = 6,242·10 7 

J 

MeV 

kg 

g 

* rd: Abkürzung für rad (radiation absorbed dose) 

Die direkte Messung der Energiedosis oder der 

Energiedosisleistung ist sehr schwierig, weil die 

Strahlungsenergie so klein ist, dass die durch die 

Bestrahlung bedingte Temperaturänderung (wenn 

überhaupt) nur mit erheblichen messtechnischen Aufwand 

ermittelt werden kann. 

Die Strahlenexposition des menschlichen Körpers durch 

die eine vergleichsweise hohe Energiedosis von 1 Gy 

(bereits im Bereich der deterministischen Effekte der 

Strahlenwirkung) würde zu einer Temperaturerhöhung um 

ca. 2·10 -4 °C führen. 

Daher: Für die Bestimmung der Energiedosis greift man 

auf leichter messbare Größen wie die Ionisierung eines 

bestimmten Luftvolumens zurück und bestimmt dann 

indirekt die Energiedosis. 

Ionisierende Strahlung hat die Eigenschaft, Moleküle und 

Atome zu ionisieren. In Gasen sind die Ladungsträger in 

einem elektrischen Feld leicht beweglich. Schickt man 

ionisierende Strahlung durch einen geladenen, von der 

Spannungsquelle getrennten Luftkondensator (z.B. 

Plattenkondensator) so wandern die erzeugten, entgegengesetzt 

elektrisch geladenen Ladungsträger zu je einer 

Elektrode und geben dort ihre Ladung ab. Die Differenz 

der Kondensatorspannungen vor und nach der Strahlenwirkung 

ist ein Maß für die Anzahl der von der 

Strahlung im Kondensator gebildeten Trägerpaare und 

somit auch der Dosis, die die Luft im Kondensator 

aufgenommen hat. 

Die Feldstärke im Kondensator darf nicht zu klein 

(mindestens 600 V/cm) und nicht zu groß (höchstens 1000 

V/cm) sein, da es bei kleineren Feldstärken zu 

Rekombinationen der Ladungsträger und einer Unter- 

97

Ionendosis 

Einheit 

1 C/kg entspricht 

34 Gy 


schätzung der Dosis oder zu Sekundärionisiationen und 

damit zu einer Überschätzung der Dosis kommt. 

Unter der Ionendosis versteht man den Quotienten aus der 

elektrischen Ladung der Ionen eines Vorzeichens, die in 

einem Luft-Volumenelement durch die Strahlung 

mittelbar oder unmittelbar erzeugt werden und der Masse 

der Luft in diesem Volumenelement. 

dQ 

J = = 

dmL 

Mit: 

Q: elektrische Ladung der Ionen eines Vorzeichens 

rL: Dichte der Luft 

mL: Masse der Luft 

V: Volumen der Luft 

Die Einheit der Ionendosis liegt vor, wenn in 1 kg Luft 

durch ionisierende Strahlung bei räumlich konstanter 

Energiefluenz die elektrische Ladung von 1 Coulomb (C) 

von Ionen eines Vorzeichens entsteht. 

[J] = 1 

C 

kg 

1 

rL 

dQ 

dV 

Alte Einheit: 

[J] = 1 Röntgen (R) 

Achtung: Die Ionendosis ist nicht nur für 

Röntgenstrahlung sondern für alle Arten von ionisierender 

Strahlung definiert. 

1 R = 2,58·10 -4 C 

kg 

1 entspricht 8,071·10 12 

C 

kg 

Da die Ionisierungsenergie der Luft mit ca. 34 eV für die 

Bildung eines Ionenpaares bekannt ist, kann aus der 

Ionendosis in die Energiedosis berechnet werden. In Luft 

gilt also: 

C 

Joule 

1 entspricht 0,034 

kg 

g Luft 

C Joule 

1 = 34 = 34 Gy 

kg kg Luft 

Ionenpaare 

cm³ Luft 

98

1 R entspricht 

0,8772 rd 

Sekundärelektronengleichgewicht 

Ionendosisleistung 

5.2 Äquivalentdosis 


1 R = 0,8772 rd 

Faustformel: Ein Röntgen entspricht einem rad. 

Die in rd gemessene Energiedosis in Luft ist etwa gleich 

der Ionendosis in R. 

Unterschiedliche Messvorschriften führen zu 

Exposure X 

Standard-Ionendosis JS ist die sogennante 

Gleichgewichts-Ionendosis, d. h. die Messung erfolgt 

unter den Bedingungen des Sekundärelektronengleichgewichts. 

Die Energie der in dem Luftvolumen erzeugten, aber aus 

ihm austretenden Elektronen wird dann durch die Energie 

der aus der Umgebung in das Luftvolumen 

hineingelangenden Elektronen ersetzt. Im 

Gleichgewichtszustand wandert ebensoviel 

Elektronenenergie in das Luftvolumen hinein wie aus ihm 

austritt. Da diese Elektronen im wesentlichen 

Sekundärelektronen sind, spricht man von Sekundärelektronengleichgewicht. 

Bei Photonenenergien über 3 MeV ist Sekundärelektronengleichgewicht 

nicht mehr herzustellen. 

Bei Photonenenergien über 0,5 MeV sind Exposure- 

Messungen kaum mehr durchführbar. 

Die Ionendosisleistung ist der Quotient aus der Ionendosis 

in einem angemessenen kleine Zeitintervall und diesem 

Zeitintervall. 

Ionisierende Strahlung kann nur dann eine biologische 

Wirkung haben, wenn die Strahlungsenergie in 

irgendeiner Form z.B. durch Ionisierung oder Anregung 

absorbiert worden ist. Man könnte erwarten, dass die 

biologischen Effekte proportional zur Energiedosis 

zunehmen. Diese Vermutung trifft nicht zu. Die Erfahrung 

zeigt, dass bei der Übertragung gleich großer Energien 

(gleiche Energiedosis) auf pflanzliche oder tierische 

Zellen unter sonst gleichen Bedingungen die biologische 

Wirkung von -Strahlung viel stärker ist als die von - 

oder -Strahlung. Dies kann durch die unterschiedliche 

Verteilung der Ionsiation in den Zellen bei - und - oder 

-Strahlung erklärt werden. Die Ionisationsdichte längs 

der Bahn des -Teilchen ist wesentlich größer als die bei 

99

LET 

Maß für dünn- und 

dicht ionisierende 

Strahlung 

Strahlungswichtungsfaktor 

wR 

relative biologischeWirksamkeit 

RBW 

Bei gleicher biologischerStrahlenirkung 


100 

- oder -Strahlung. So erzeugt -Strahlung im 

Energiebereich zwischen 3 und 10 MeV ca. 1000 – 5000 

Ionenpaare je µm Weglänge in Gewebe. Der letzte Wert 

entspricht einem linearem Energieübertragunsvermögen 

(Linearer Energie-Transfer) LET von 175 keV/µm. 

-Strahlung im Energiebereich zwischen 0,005 und 1 

MeV dagegen ca. 2 bis 20 Ionenpaare je µm Weglänge in 

Gewebe. Das entspricht einem LET-Wert von ca. unter 

0,5 keV/µm. Ionisierende Strahlung wie Strahlung mit 

hohen Werten des LET nennt man dicht ionisierend, 

solche mit niedrigem LET, dünn ionisierend. 

Eine dichte Ionisierung in einem kleine Zellbereich durch 

Strahlung ist viel schädlicher als eine gleichgroße 

Ionisation, die auf das Volumen der gesamten Zelle 

verteilt ist. Dem ist neben anderen Faktoren, wie z. B. 

Gewebeart bei der Anwendung dosimetrischer Modelle 

zur einheitlichen Beschreibung der biologischen Wirkung 

ionisierender Strahlung Rechnung zu tragen. 

Die unterschiedliche Dichte der Ionisierung für 

unterschiedliche Arten ionisierender Strahlung wird durch 

den sogenannten Strahlungswichtungsfaktor wR 

berücksichtigt. 

Der Strahlungswichtungsfaktor ist abgeleitet von den 

unterschiedlichen Werten der relativen biologischen 

Wirksamkeit verschiedener Strahlungsarten für stochastische 

Effekte wie das Detriment für strahleninduzierte 

Tumorerkrankungen und genetische Effekte (Mißbildungen 

in der ersten Generation der exponierten 

Person). 

Dabei ist die relative biologische Wirksamkeit (RBW) der 

Faktor, mit dem die Energiedosis bei einer beliebigen 

Strahlungsart multipliziert werden muss, um die 

Enrgiedosis zu erhalten, bei der man mit Röntgenstrahlung 

die gleiche biologische Strahlenwirkung erzielt. 

RBW = 

Energiedosis durch Röntgen- oder -Strahlung 

Energiedosis einer beliebigen Strahlungsart

Tabelle: Werte der 

Strahlungs-Wichtungsfaktoren 

wR 

(nach Anlage VI Teil 

C StrlSchV) 

wR(En) bei 

Neutronen 

Abbildung: 

wR(En) 


101 

Die Werte des Strahlungswichtungsfaktors wR richten sich 

nach Art und Qualität des äußeren Strahlungsfeldes oder 

nach Art und Qualität der von einem inkorporierten 

Radionuklid emittierten Strahlung. 

Art und Energiebereich wR 

Photonen, alle Energien 1 

Röntgenstrahlung 

Neutronen; 

Energie < 10 keV 5 

10 keV bis 100 keV 10 

>100 keV bis 2 MeV 20 

> 2 MeV bis 20 MeV 10 

> 20 MeV 5 

Protonen, außer Rückstoßprotonen 

Energie > 2 MeV 5 

Teilchen, Spaltfragmente, 

schwere Kerne 20 

Für die Berechnung der Organdosen und der effektiven 

Dosis für Neutronenstrahlung wird die stetige Funktion 

wR = 5 + 17·e 

[ln(2·En)]² 

6 

benutzt, wobei En der Zahlenwert der Neutronenenergie 

in MeV ist. 

wR 

25 

20 

15 

10 

Strahlungs-Wichtungsfaktor w R für Neutronen 

5 Berechnung der Organdosis 

0 

0,0000001 0,000001 0,00001 0,0001 0,001 0,01 0,1 1 10 100 1000 

En /MeV


Körperdosis 

Äquivalentdosis 

Für ein Organbzw. 

Gewebe HT,R 


HT 

Effektive Dosis E 

5.3 Dosimetrische 

Größen 


102 

Die Organdosis HT,R ist das Produkt aus der über das 

Gewebe oder Organ T gemittelten Energiedosis DT,R die 

durch die Strahlung R („Radiation“) erzeugt wird, und 

dem Strahlungswichtungsfaktor wR 

HT,R = wR·DT,R 

Mit 

HT,R: Über das Gewebe oder Organ T gemittelte 


Besteht die Strahlung aus Arten und Energien mit 

unterschiedlichen Werten von wR, so werden die einzelnen 

Beträge addiert. Für die gesamte Organdosis gilt dann: 

HT = wR·DT,R R 

Die Einheit für die Äquivalentdosis ist das Sievert (Sv) 

[HT] = 1 Sv. 

Berechnung der effektiven Dosis E 

Die effektive Dosis ist die Summe der Organdosen HT, 

jeweils multipliziert mit dem zugehörigen Gewebewichtungsfaktor 

wT. Dabei ist über alle in Teil C Nummer 

2 aufgeführten Organe und Gewebe zu summieren 

T 

T 

E = wTHT = wT wR·DT,R 

Die Einheit für die Äquivalentdosis ist das Sievert (Sv) 

1 Sv ist ein sehr großer Dosiswert. Die Einheit Sievert 

soll nur im Bereich der stochastischen Effekte (< 1 Sv) 

verwendet werden. 

Die jährlichen Grenzwerte der effektiven Dosis und der 

Organ- bzw. Gewebedosis sind in mSv angegeben. 

Messgrößen für äußere Strahlung sind: 

R 

Für die Personendosimetrie die Tiefen-Personendosis 

Hp(10) und die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07)

Tiefen-Personendosis 

Hp(10) 

Oberflächen- 

Personendosis 

Hp(0,07) 

Ortsdosis 

Umgebungs- 


H* (10) 

Richtungs- 


H´(0,07;) 

aufgeweitetes 

Strahlungsfeld 

ausgerichtetes 

Feld 

ICRU-Kugel 


103 

Die Tiefen-Personendosis Hp(10) ist die Äquivalentdosis 

in 10 Millimeter Tiefe im Körper an der Tragestelle des 

Personendosimeters. 

Die Oberflächen-Personendosis Hp(0,07) ist die 

Äquivalentdosis in 0,07 Millimeter Tiefe im Körper an der 

Tragestelle des Personendosimeters. 

Die Ortsdosis ist die Äquivalentdosis für Weichteilgewebe, 

gemessen an einem bestimmten Ort. 

Für die Ortsdosimetrie die Umgebungs-Äquivalentdosis 

H*(10) und die Richtungs-Äquivalentdosis 

H´(0,07;). 

Die Umgebungs-Äquivalentdosis H*(10) am interessierenden 

Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist die 

Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten und 

aufgeweiteten Strahlungsfeld in 10 Millimeter Tiefe auf 

dem der Einfallsrichtung der Strahlung entgegengesetzt 

orientierten Radius der ICRU-Kugel erzeugt würde. 

Die Richtungs-Äquivalentdosis H´(0,07;) am interessierenden 

Punkt im tatsächlichen Strahlungsfeld ist die 

Äquivalentdosis, die im zugehörigen ausgerichteten und 

aufgeweiteten Strahlungsfeld in 0,07 Millimeter Tiefe auf 

einem in festgelegter Richtung orientierten Radius der 

ICRU-Kugel erzeugt würde. Dabei ist 

ein aufgeweitetes Strahlungsfeld ein idealisiertes 

Strahlungsfeld, in dem die Teilchenflussdichte und die 

Energie- und Richtungsverteilung der Strahlung an 

allen Punkten eines ausreichend großen Volumens die 

gleichen Werte aufweisen wie das tatsächliche 

Strahlungsfeld am interessierenden Punkt, 

ein aufgeweitetes und ausgerichtetes Feld ein 

idealisiertes Strahlungsfeld, das aufgeweitet und in 

dem die Strahlung zusätzlich in eine Richtung 

ausgerichtet ist, 

die ICRU-Kugel ein kugelförmiges Phantom von 30 

Zentimeter Durchmesser aus ICRU-Weichteilgewebe 

aus gewebeäquivalentem Material der Dichte 1 g/cm³ 

mit der Zusammensetzung 76,2% Sauerstoff, 11,1% 

Kohlenstoff, 10,1% Wasserstoff, 2,6% Stickstoff).

5.4 

Äquivalentdosisleistung 

durch 

eine punktförmige 

Neutronenquelle 


Die Energiedosis einer Partikelstrahlung der Energie E ist 

·t 

dD = dL 

r 

(a) 

In dieser Gleichung ist: 

104 

: Teilchenflußdichte oder Teilchenstromdichte (cm -1 s -1 ) 

r: Dichte des Bestrahlten Materials (g/cm³) 

L Lineares Energieübertragungsvermögen (LET) (dE/dx, 

MeV/cm) wo dE die Teilchenenergie ist, die auf der 

Wegstrecke dx auf das Material übertragen wird, 

t: Bestrahlungszeit (s). 

Die Integration ergibt 

Lmax 

D(L) = ·t ∫ dL (b) 

r Lmin 

Da Lmin gegebüber Lmax sehr klein ist und null gesetzt 

werden kann, ist die Energiedosis 

·t 

D = Lmax (c) 

r 

Das Differential der Äquivalentdosis ist: 

dH = dD(L)·wR(L) (d) 

wo wR(L) der von der Teilchenenergie abhängige 

Strahlungs-Wichtungsfaktor ist. Für die Äquivalentdosis 

erhält man 

Lmax 

dD(L) 

H = ∫ ·wR(L)dL (e) 

dL 

Lmin 

Nach dem Mittelwertsatz der Integralrechnung gilt 

Lmax 

H = ŵR(L) ∫ dD(L) (f) 

Lmin 

In ŵR(L) ist L ein bestimmter zwischen Lmin und Lmax 

liegender Wert. Unter Berücksichtigung von (e)erhält man 

·t 

H = ŵR(L) Lmax (g) 

r


105 

Die Äquivalentdosisleistung einer Partikelstrahlung ergibt 

sich hieraus zu 

·L 

Ĥ = ŵR(L) (h) 

r 

Wobei für Lmax kurz L geschrieben ist. 

Im Falle einer punktförmigen Neutronenquelle der 

Neutronenausbeute dN/dt ist die Äquivalentdosisleistung 

Ĥ = ŵR(L) = 7,96·10 -2 dN/dt·L 

dN/dt ·L ŵR(L) (i) 

4·r²·r 

r² 

Ĥ = 5,767·10 -7 E· ŵR(L)·F ·µ(E) (j) 


ŵR(L): Strahlungswichtungsfaktor 

E: Neutronenergie in MeV 

F: Neutronenflußdichte in cm -2 s -1 . 

µ(E): von der Neutronenenergie abhängige Funktion für 

Gewebe in cm²/g. 

Ist dN/dt die Anzahl der je Sekunde von einer 

punktförmigen Neutronenquelle, z.B. Ra-Be-Quelle, 

emittierten Neutronen, so ist die Neutronenstromdichte je 

Quadratzentimeter und Sekunde: 

dN/dt 

F = (k) 

4·r² 

Die Äquivalentdosisleistung ergbit sich: 

Ĥ = 4,59·10 -8 ŵR(L)·E· 

dN/dt 

·µ(E) in Sv/h (l) 

r² 

In der folgenden Abbildung ist µ(E) von Gewebe für 

schnelle und epithermische Neutronen in Abhängigkeit 

von deren Energie dargestellt. Für thermische Elektronen 

ergibt sich µ(E) = 8,6·10 5 cm²/g.

Abbildung: µ(E) von 

Gewebe für schnelle 

und epithermische 

Neutronen in Abhängigkeit 

von deren 

Energie 

Kerma 

Beispiel: 


µ(E) 

1000 

100 

10 

0,1 

106 

Die durch Neutronenstrahlung im stark H-haltigen 

Gewebe verursachte Dosis ist im wesentlichen auf die 

durch elastische und unelastische Stöße auftretenden 

Rückstoßprotonen zurückzuführen. Mögliche Kernumwandlungen 

in z.B. (n,)- , (n,)- und (n,p)-Reaktionen. 

und die Radioaktivität der entstandenen Umwandlungsprodukte 

liefern zusätzlich Energie, so dass bei der 

Neutronenstrahlung die Energiedosis im allgemeinen 

größer sein wird als die Kerma. In der in obiger 

Abbildung dargestellten Funktion µ(E) sind diese 

Kernreaktionen mit erfaßt. 

Kerma heißt kinetic energy released in material. 

Kerma K ist der Quotient aus den kinetischen 

Anfangsenergien dWkin aller geladenen Teilchen, die in 

einem Volumenelement durch indirekt ionisierende 

Teilchen (Photonen, Neutronen) freigesetzt werden, und 

der Masse dm der Materie in diesem Volumenelement. 

K = = 

dm 

1 

µ(En) für Neutronen 

0,01 

0,0001 0,001 0,01 0,1 1 10 

dWkin 

1 

r 

dWkin 

dV 

E n /MeV 

Äquivalentdosisleistung pro Anzahl der Neutronen pro 

Sekunde in 1 Meter Abstand:

Abbildung: Äquivalentdosisleistung 

pro Anzahl der Neutronen 

pro Sekunde in 

1 Meter Abstand 

einer punktförmigen 

Neutronenquelle 

gegen die Energie der 

Neutronen. 

6. Messung der 

Personendosis 

Pflicht zur 

Ermittlung der 

Körperdosis 

Personendosis= 

Körperdosis 

Dosimeter von bestimmterMessstelle 

Repräsentiver 

Trageort 

Teilkörperdosimeter 


H/N in µSv/h pro 10 6 n/s 

22 

20 

18 

16 

14 

12 

10 

8 

6 

4 

2 

Äquivalentdosisleistung pro Quellstärke für eine punktförmige 

Neutronenquellen gegen die Neutronenenergie 

0 

1E-08 0,0000001 0,000001 0,00001 0,0001 0,001 0,01 0,1 1 10 

En /MeV 

107 

Rechtliche Grundlagen: 

Zu überwachende Personen (§41 StrlSchV): 

„ An Personen, die sich im Kontrollbereich aufhalten, ist 

die Körperdosis zu ermitteln. Die Ermittlungsergebnisse 

müssen spätestens neun Monate nach Aufenthalt im 

Kontrollbereich vorliegen.“ 

Ermittlung der Körperdosis (§41 StrlSchV): 

„(1) Zur Ermittlung der Körperdosis wird die 

Personendosis gemessen. ... “ 

„ (3) Die Personendosis ist mit Dosimetern zu messen, 

die bei einer nach Absatz 1 Satz 4 bestimmten Messstelle 

anzufordern sind. Die Dosimeter sind an einer für die 

Strahlenexposition als repräsentativ geltenden Stelle der 

Körperoberfläche, in der Regel an der Vorderseite des 

Rumpfes, zu tragen. Die Anzeige dieses Dosimeters ist als 

Maß für die effektive Dosis zu werten, sofern die 

Körperdosis für einzelne Körperteile, Organe oder 

Gewebe nicht genauer ermittelt worden ist. Ist 

vorausszusehen, dass im Kalendrjahr die Organddosis für 

die Hände, die Unterarme, die Füße und Knöchel oder die 

Haut größer ist als 150 Millisievert oder die Organdosis 

der Augenlinse größer ist als 45 Millisievert, so ist die 

Personendosis durch weitere Dosimeter auf an diesen 

Körperteilen festzustellen. ...“ 

„(4) Die Dosimeter nach Absatz 3 Satz 1 und 4 sind der

Monatliche 

Auswertung 

Datenerhebung 

Auf Verlangen 

jederzeit ablesbar. 

Wöchentliche 

Ermittlung der 

Dosis bei 

schwangeren 

Frauen. 

6.1 Taschendosimeter 


108 

Messstelle jeweils nach Ablauf eines Monats unverzüglich 

einzureichen; hierbei sind die jeweiligen Personendaten 

(Familienname, Vorname, Geburtsdatum, Ort, 

Geschlecht), bei Strahlenpassinhabern nach §40 StrlSchV 

Abs. 2 Satz 1 und 2 die Registriernummer des Strahlenpasses 

sowie die Beschäftigungsmerkmale und die 

Expositionsverhältnisse mitzuteilen. ... „ 

(5) Der zu überwachenden Person ist auf ihr Verlangen 

ein Dosimeter zur Verfügung zu stellen, mit dem die 

Personendosis jederzeit festgestellt werden kann. Sobald 

eine Frau ihren Arbeitgeber mitteilt, dass sie schwanger 

ist, ist ihre berufliche Strahlenexposition arbeitswöchentlich 

zu ermitteln und ihr mitzuteilen.“ 

Zur Messung der Personendosis können die im folgenden 

beschriebenen Dosimeter dienen. 

Diese Dosimeter werden wegen ihrer Form auch häufig 

Stabdosimeter genannt. Sie bestehen im wesentlichen aus 

einem zylinderförmigen Luftkondensator (Ionisationskammer). 

Mit diesem Dosismeter können Ionendosen 

hochenergetische - und -Strahler mit Energien größer 

0,05 MeV bestimmt werden. Vor der Messung muss 

dieser Kondensator aufgeladen werden. Die im 

Kondensatorfeld bei Strahlenexposition entstehenden 

Ladungsträger wandern zu den Elektroden und geben dort 

ihre Ladung ab. Infogedessen entlädt sich der 

Kondensator nach und nach. Der Spannungsrückgang ist 

ein Maß für die Dosis. Sofern keine Strahlenexposition 

erfolgt, ist die Selbstentladung gering (natürliche 

Ortsdosisleistung). Erhöhte Luftfeuchtigkeit, Kondenswasserbildung 

und starke Temperaturwechsel erhöhen 

den Selbstablauf. Direkt ablesbare Taschendosimeter sind 

mit einem Elektrometer ausgerüstet; es kann mit Hilfe 

einer eingebauten Optik abgelesen werden, wenn man in 

das Gerät mit Hilfe einer Lichtquelle schaut. Ein 

aufgeladenes Gerät muss 0 anzeigen. Die Anzeige erfolgt 

in der Einheit Röntgen. 

 

-Strahlung geringer Energie durchdringt die 

Kammerwand nicht und wird deshalb nicht mit gemessen. 

Dosismessungen mit dem Taschendosimeter sind 

unterhalb 0,25 MeV von der Photonenenergie abhängig.

6.2 Filmdosimeter 

für und - 

Strahlung 


109 

Da die angezeigten Dosiswerte für -Strahlung im 

Energiebereich zwischen 0,05 bis 0,25 MeV größer als die 

tatsächlichen sind und viele Radionuklide -Quanten in 

diesem Energiebereich abgeben, wird mit dem Taschendosismeter 

eine etwas zu hohe Dosis gemessen. 

Vor- und Nachteile von Taschendosimeter: 

Vorteile: 

jederzeit ablesbar 

weitgehende Unabhängigkeit des Messwerts von der 

Strahlungsenergie 

gute Unabhängigkeit der Anzeige von der 

Strahlenrichtung 

hohe Genauigkeit 

Nachteile: 

regelmäßiges Aufladen erforderlich 

empfindlich gegen Feuchtigkeit 

Selbstebtldaung 

Keine Aussage über die Strahlenqualität 

Sättigungserscheinungen bei extrem hohen 

Dosisleistungen 

Beschränkter Messbereich 

Stoßempfindlichkeit 

Gilt als veraltet: Modernes System: Elektronisches 

Dosimeter mit Halbleiterdetektor (Si). 

Bereits im Jahre 1928 wurde von Franke vorgeschlagen, 

zur Dosismessung luftdicht verpackte photographische 

Papiere oder Filme zu verwenden. Ab 1952 wurden in der 

Bundesrepublik Deutschland die ersten Personendosismessstellen 

mit diesem Verfahren eingerichtet. Heute 

sehr weit verbreitet. 

Die heute verwendeten Filmdosimeter bestehen aus einer 

Plastikkassette in der sich zwei in Aluminiumfolie 

lichtdicht eingeschlossene Filme befinden. Der eine hat 

für ionisierende Strahlung eine große, der andere eine 

geringe Empfindlichkeit. Bei dem empfindlicheren Film 

ist zur Erhöhung der Messgenauigkeit bei geringen 

Strahlendosen die Azetatzellulose auf beiden Seiten mit

Abbildung: Schnitt 

durch den Film eines 

Filmdosimeters. 

Abhängigkeit der 

Filmschwärzung von 

der Energie 


einer photgraphischen Schicht versehen. 

110 

Diese Schichten weisen einen verhältnismäßig hohen 

Gehalt an Brom oder Jod auf. Beide Stoffen besitzen eine 

relativ hohe Kernladungszahl (35 bzw. 53), so dass eine 

hohe Wahrscheinlichkeit für eine Wechselwirkung der - 

Strahlung mit den photographischen Schichten durch den 

Photo- und Comptoneffekt besteht. Die bei beiden 

Prozessen freiwerdenden Elektronen verursachen die 

Filmschwärzung, die ein Maß für die Dosis ist. Die 

Schwärzung wird durch eine Licht-Durchlässigkeitsmessung 

bestimmt. Unter Schwärzung versteht man 

den dekadischen Logarithmus des Verhältnisses der 

Intensität eines parallelen Strahlenbündels ohne und mit 

strahlenabsorberendem Film 

S = log 

I0 

I 

Der Messbereich des Filmdosimeters beträgt bei einer 

70 kV-Röntgenstrahlung 1 mR bis 500 R 

Co-Strahlung 10 mR bis etwa 1000 R 

Auch für Strahlung ist die Filmschwärzung bei gleicher 

Dosis von der Strahlenenergie abhängig. Für 

Elektronenstrahlen liegt die größte Filmempfindlichkeit 

bei etwa 100 keV und fällt bei 500 keV auf den halben 

Wert ab. Bei der Auswertung der Filmdosimeter müssen 

Strahlenart und Strahlenenergie berücksichtigt werden. 

Bei der Messung der Dosis durch Elektronen oder 

Positronen müssen diese Teilchen über sowie Energie 

verfügen (0,3 MeV), dass sie die Filmpackung (etwa 34 

mg/cm²) und die Emulsion durchdringen.


Filmschwärzung 

von der Photonenenergie 



von der Dosis 



von der Einfallsrichtung 

der 

Strahlung 

Fading 

Filmkassette 

Strahlenfilter: 

Energie und 

Richtung der 

Strahlung 


111 

Die Maximalenergie dieser Teilchen muß mindestens 0,6 

MeV betragen, um eine genügend genaue 

Dosibestimmung durchführen zu können. 

Da sowohl die effektive Ordnungszahl als auch die 

Elektronenkonzentration für Gewebe und Silberbromid 

verschieden sind, ist die Schwärzung des Films bei 

gleicher Äuqivalentdosis von der Strahlungsenergie 

abhängig. Durch das Vorschalten eines 1 mm dicken Cd- 

Filters kann die große relative Empfindlichkeit des Films 

für weiche -Strahlung reduziert werden. 

Die Abhängigkeit der Filmschwärzung von der Dosis ist 

nahezu linear für niedrige Dosiswerte. Erst bei sehr hohen 

Dosen ist dies Filmschwärzung der Dosis nicht mehr 

proportional. 

Die Schwärzung des Films ist unter sonst gleichen 

Bedingungen vom Einfallswinkel der Strahlung abhängig. 

Durch Beimischung eines organischen Szintillators (z.B. 

Terphenyl) zur Photoemulsion läßt sich die 

Winkelabhängigkeit der gemessenen Dosis abschwächen; 

ganz zu beseitigen ist sie für -Strahlung niedriger Energie 

nicht. Der Einfallswinkel bei energiereichen Photonen- 

und Elektronenstrahlung sollte 60° nicht überschreiten. 

Der Unterschied der Schwärzung zweier gleich 

bestrahlten Filme von denen der eine unmittelbar nach der 

Bestrahlung und der andere zu einem späteren Zeitpunkt 

entwickelt wurde nennt man Fading. Unter den 

Bedingungen, die in der Praxis vorliegen beträgt der 

Abfall der Schwärzung in 40 Tagen etwa 10 %. Das 

Fading nimmt mit ansteigender relativer Feuchte und 

Temperatur der Luft zu. 

Die Filmkassette (Filmplakette, Strahlenschutzplakette) 

dient zur Aufnahme der beiden Filme. Die Vorder- und 

die Rückwand der Kassette ist mit mehreren 

Strahlenfiltern aus Metall versehen. Je zwei gleiche Filter 

stehen bei geschlossener Kassette einander gegenüber. 

Diese Strahlenfilter und die Einteilung der Filmplakette in 

fünf Felder liefern Informationen über die Photonenenergie 

(Strahlenqualität) und ob die Strahlung von vorne 

oder von hinten eingewirkt hat.

Genauigkeit der 

Filmdosimetrie 

6.4 Glasdosimeter 

(RPLD) 


112 

Die gemessenen Dosiswerte weichen in der Regel 

zwischen –30% und +50% vom Erwartungswert ab. 

Die Filmplaketten sind am repräsentativen Trageort zu 

befestigen. Es ist dafür zu sorgen, dass sie 

während der Tätigkeit nicht entfernt und 

durch Kleidung nicht überdeckt werden. 

Die Expositionsdauer beträgt in der Regel ein Monat. 

Vorteile: 

großer Informationsgehalt (Strahlenqualität, Strahleneinfallsrichtung 

usw.) 

mechanische Widerstandsfähigkeit 

niedriger Preis 

dokumentarische Erfassung der Strahlenbelastung 

Feststellbarkeit von Kontaminationen beim Umgang 

mit radioaktiven Stoffen 

Geringes Fading 

Geringe Dicke der Messsonde 

Nachteile: 

relativ umständliche Auswertung 

begrenzte Haltbarkeit des Films 

nicht immer befriedigende Messgenauigkeit bei kleine 

Dosen 

Radiophotolumineszenz-Dosimeter (RPLD) 

Meist wird für Glasdosimeter Yokotaglas gewählt. Es 

enthält 45% AlPO3, 45% LiPO3, 7,3% AgPO3, 2,7% 

B2O3 und weist eine Dichte von 2,6 g/cm³ und einen 

Silbergehalt von 3,7 Massenprozent auf (silberaktiviertes 

Phosphatglas). Silberphosphatglas, das ionisierender 

Strahlung ausgesetzt wurde, hat die Eigenschaft, bei 

Einwirkung ultravioletten Lichts in einem bestimmten 

Wellenlängenbereich ( 500 nm < < 650 nm) 

Fluoreszenzstrahlung abzugeben, deren Intensität ein 

Maß für die erfolgte Strahlenexposition ist. Die 

ionisierende Strahlung bilden im Glas Ag 2+ - Ionen, die 

stabile Photolumineszenz-Zentren darstellen., so dass die 

Strahlenexposition nach beliebig langer Zeit und 

wiederholt geprüft werden kann. Die Intensität des 

Fluoreszenzlichts ist der Dosis proportional. Phosphatglas 

zeigt für Strahlung unterhalb 0,3 MeV eine deutliche 

Abhängigkeit der Fluoreszenz von der Photonenenergie.

Fading 

6.5 Thermoluminenzenzdosimeter 

(TLD) 

Wichtige 

Speicherphosphore 


113 

Für Yokota-Glas beträgt das Fading innerhalb der ersten 

fünf Jahre weniger als 10%. In den ersten zwei Monaten 

kann das Fading vernachlässigt werden. Die 

Bestimmungunsicherheit ist abhängig von der Dosis und 

beträgt bei 50mR 25%, bei 100 mR 15% und bei 250 mR 

3,5%. Glasdosimeter können durch eine Wärmebehandlung 

regeneriert werden (Halbe Stunde bei 400°C für 

Phospatgläser). 

Vorteile: 

kleine Dosimetersonde 

einfache Auswertung 

günstige Energie- und Richtungsabhängigkeit 

großer Messbereich (40 mR bis 10 4 R) 

sehr kleines Fading (ca. 3% je jahr) 

unbegrenzte Haltbarkeit 

mechanische und chemische Resistenz 

gute Genauigkeit und Reproduzierbarkeit 

dokumentarische Erfassung der Strahlenexposition 

Nachteile: 

teures Auswertungsgerät 

Qualität der Strahlung nicht feststellbar 

Sorgfältige Reinigung der Gläser erforderlich 

Information über Strahlrichtung in der Regel nicht 

nachweisbar. 

Unterschiedliche Vordosis der Gläser 

In bestimmten Kristallen (Speicherphosphore, 

Leuchtstoffe) werden durch die Einwirkung ionisierender 

Strahlung Elektronen vom Valenzband in das 

Leitfähigkeitsband gehoben und dort zu stabilen, etwas 

niedrigeren Energiezuständen gelangen. Auf diese Weise 

wird im Kristall Energie gespeichert, die ein Maß für die 

Energiedosis ist, die der Kristall bei der Bestrahlung 

aufgenommen hat. 

Wichtige Speicherphosphore sind: 

Kalziumfluorid (CaF2) mit Mn- oder Ti-aktiviert. 

Lithiumfluorid (LiF) mit Mn- oder Ti-aktiviert. 

Lithiumborat (LiFB4O7) mit Mn-aktiviert. 

Magnesiumsilikat (MgSiO4) mit Tb-aktiviert.

Energieabhängigkeit 

6.6 Filmdosimeter 

für Neutronen 

Dosis durch thermische 

Neutronen 


114 

Die durch die Strahlungseinwirkung im Kristall 

gespeicherte Energie kann durch Erhitzten auf 200 bis 400 

°C freigesetzt werden. Dabei wird Licht emittiert deren 

Menge ein Maß für die Strahlenexposition ist. Bei der 

Erwärmung des Kristalls fallen die Elektronen in das 

Valenzband zurück. 

Durch die Vorschaltung eines Energiekompensationsfilters 

ist die Messung im Bereich zwischen 0,04 

bis 1 MeV energieunabhängig. TLD eignet sich zur 

Messung der natürlichen Umgebungsstrahlung. Bei CaF2- 

Dosimetern ist die Messwertanzeige im Bereich von 0,1 

mR bis 3000 R proportional der Ionendosis. 

Vorteile: 

Geringe Detektorgröße (auch Eignung für 

Fingerdosimetrie) 

Hohe Empfindlichkeit (Nachweisgrenze ca. 10 -5 Gy) 

Großer linearer Messbereich (10 -5 Gy bis 10 Gy) 

Geringe -Energieabhängigkeit 

Eignung zur Messung der -Oberflächendosis 

Nachteile: 

Löschung des Dosimeters bei Auswertung 

Einfluß der Vortemperung auf die Glow-Kurve 

Bei langer Expositionszeit ist Fading zu 

berücksichtigen 

Messungenaigkeit: ± 40%. 

Die Strahlenschutzplakette enthält außer dem Filtersatz 

und der Filmpackung zusätzlich vor und hinter dem Film 

je ein Kadmiumfilter, 1 mm dick, und ein Zinnfilter, 0,9 

mm dick. Mit dieser Anordnung läßt sich die Dosis durch 

thermische Neutronen ermitteln. Mit Hilfe eines 

zusätzlichen Kernspurfilms kann die auf schnelle 

Neutronen zurückzuführende Dosis zurückgeführt werden. 

Strahlenexpositionen durch mittelschnelle Neutronen 

können derzeit so noch nicht erfasst werden. 

Thermische Neutronen verursachen auf einem Film nur 

indirekt eine Schwärzung. Die Dosismessung beruht auf 

der Reaktion 

113 Cd + n 114 Cd + 

114 Cd ist stabil.

Dosis durch schnelle 

Neutronen 

Auswertung des 

Katastropfenpacks 

Thermische 

Neutronen 


115 

Die hinter dem Kadmiumfilter liegende photographische 

Schicht wird durch die beim (n,)-Prozess entstehende - 

Strahlung geschwärzt. An Reaktoren ist aber in der Regel 

ausser den Neutronen immer auch -Strahlung vorhanden. 

Die hinter dem Kadmiumfilter auftretende Schwärzung ist 

daher zum Teil auf diese -Strahlung zurückzuführen. 

Um den Anteil der -Strahlung an der Schwärzung zu 

ermitteln, ist neben dem Kadmiumfilter noch ein in Bezug 

auf die Absoption von -Strahlung gleichwertiges Zinnfilter 

vorgesehen, das mit Neutronen keinen (n,)-Prozess 

auslöst. Die Differenz der Schwärzungen ist somit ein 

Maß für die auf thermische Neutronen zurückzuführende 

Dosis. Die Nachweisgrenze liegt bei ca. 0,4 mSv. 

Der Kernspurfilm registriert die Rückstoßprotonen, die im 

Film selbst und in seiner Verpackung ausgelöst werden in 

Form einzelner Spuren (Schwärzungen), die mit dem 

Mikroskop (600fache Vergrößerung) ausgezählt werden. 

Die Länge einer Spur ist ein Maß für die 

Neutronenenergie. Eine Auswertung der Länge ist 

allerdings aus praktischen Gründen nicht möglich. Die 

untere Grenze für zuverlässige Auswertungen liegt für 

schnelle Neutronen bei einer Äquivalentdosis von 0,4 

mSv die obere Grenze bei 100 mSv. Bei Starker 

Untergrund--Strahlung wird der Film so stark 

geschwärzt, dass eine Auswertung der Kernspuren nicht 

mehr möglich ist. 

Das Katastrophenpack wird nur nach Zwischenfällen 

ausgewertet und besteht aus Filmen und Materialien (z.B. 

Au oder S), die als Schwellenwertdetektoren wirken. 

Dadurch ist eine Aussage über das Neutronensprektrum, 

insbesondere über die Strahlenexposition durch 

thermische und schnelle Neutronen möglich. 

197 Au + n 198 Au + 

198 Au ist radioaktiv ( , Strahler mit einer 

Halbwertszeit von ca. 2,64 d. 

Der Einfangquerschnitt für thermische Neutronen beträgt 

für dies Reaktion therm = 98,7 b.

Schnelle 

Neutronen 

(En > 1 MeV) 

Neutronen 

Messmethoden: 

Silberaktiviertes 

Phosphatglas 

Neutronen 

Messmethoden: 

TLD 

Thermische 

Neutronen 

Schnelle 

Neutronen 

(En > 2,8 MeV) 

Albedodosimeter 

(n,f)-Reaktionen 


Die Kernreaktion 

32 S + n 32 P + p 

116 

32 P ist radioaktiv (hochenergetischer Strahler mit einer 

Halbwertszeit von ca. 14 d) 

erfordert Neutronenenergien von über 1 MeV. 

Silberaktiviertes Phosphatglas kann auch für die 

Neutronendosimetrie verwendet werden. Seine 

Äquivalentdosis-Empfindlichkeit bezogen auf 

60 

Co-- 

Strahlung ergibt sich für thermische und schnelle 

Neutronen zu: Dth : D : Dsch = 3,3 : 1 : 0,007. 

Zur Dosismessung durch thermische (und auch Schnelle) 

Neutronen ist auch das LiF-Dosimeter (Thermolumineszenzdosimeter) 

verwendbar. Natürliches Lithium 

enthält 7,42 % 6 Li und 92,58 % 7 Li . Die Kernreaktionen 

sind: 

6 Li (n,) 3 H 

Wirkungsquerschnitt: 950 barn 

7 Li (n,n) 3 H 

Wirkungsquerschnitt: 0,4 barn 

3 H ist radioaktiv (niederenergetischer Strahler mit 

einer Halbwertszeit von ca. 12,34 a) 

Die umständliche mikroskopische Auswertung der 

Kernspurfilme wird beim Albedodosimeter vermieden. Es 

beruht auf der Fähigkeit des menschlichen Körpers, 

schnelle Neutronen zu moderieren. Die thermisch 

gewordenen Neutronen diffundieren aus dem Körper und 

können durch Kernreaktionen wie 

6 Li (n,) 

nachgewiesen werden. Mit dem Albedodosimeter werden 

auch epithermische Neutronen erfaßt. 

Für den Nachweis von schnellen Neutronen und der 

dadurch entstehenden Dosis eignen sich Spaltstoffe in 

3 H

7. Neutronenquellen 

Spontanspalter 

252 Cf 

Ra-Be 

Kontakt mit einer 

Kunstofffolie, in 


117 

welcher die Spaltprodukte, die große Energie aufweisen, 

Spuren hinterlassen. Es kommen in Frage: 

232 Th (n,f) mit einer Schwellenenergie von 1,2 MeV 

237 Np (n,f) mit einer Schwellenenergie von 0,75 MeV 

238 U (n,f) mit einer Schwellenenergie von 1,5 MeV 

Das Auszählen der Spuren erfolgt automatisch mit einem 

„Spark Counter“. Diese Neutroendosimeter sind weder empfindlich 

noch weisen sie ein Fading auf. 

252 Cf ist ein Radionuklid mit ca. 2,64 Jahren 

Halbwertszeit, das durch die natürliche Neutronenstrahlung 

(Anteil der kosmischen Strahlung) mit einem 

Wirkungsquerschnitt von 32 b gespalten wird. 

252 

98 

Cf (sf) Spaltprodukte + n∙n 

96,9% Zerfall durch Emission von -Teilchen 

3,1 % Zerfall durch Spontanspaltung 

3,8 Neutronen pro Spaltung 

Das Energiespektrum entspricht dem bei der Kernspaltung. 

Die Neutronenausbeute beträgt ca. 4,3·10 9 s -1 Ci -1 . 

Ca. 100 mg (ca. 0,1 Ci) 226 Ra (1600 a) oder ein anderer 

-Strahler wird mit feinstem Berylliumpulver vermischt. 

Die Kernreaktion, die zur Bildung von Neutronen führt, 

ist: 

9 

4 

4 

2 

12 

6 

Be + He C + n 

Die Neutronenausbeute beträgt ca. 1,3·10 7 s -1 Ci -1 . 

1 

0 

Für die Flussdichte F im Abstand r gilt für eine 

punktförmige Neutronenquelle 

F = 

1 

· 

dN 

(k) 

4·r² dt 

Die Neutronenflussdichte nimmt mit dem Abstand 

quadratisch ab.

Abbildung: 

Schematischer Aufbau 

einer punktförmigenNeutronenquelle 

Beispiel: 

Neutroneflußdichte 

im Abstand 

3 cm: 

Neutronengenerator 


118 

Der Neutroneneinfangquerschnitt steigt mit fallender 

Energie an. Durch eine Schicht von einigen cm Parafin 

wird das Verhältnis der thermischen Neutronen zu 

schnellen Neutronen steigen und die Neutronenflussdichte 

nicht zu stark abnehmen. Daher begnügt man 

sich mit einigen cm Parafin. 

Punktförmige Neutronenquelle mit einer Quellstärke 

dN/dt = 1·10 6 s -1 . 

Welche Neutronenflußdichte hat diese Quelle im Abstand 

3 cm ? 

F (3 cm) = · 1·10 6 s -1 

F (3 cm) = · 1·10 6 s -1 = 8842 cm -2 s -1 

1 

4·3cm ·3 cm 

1 5² 

113,1 cm² 

Deuterium-Ionen werden mit einem Beschleuniger auf 

200 bis 400 keV beschleunigt und ein Tritium-Target 

wird beschossen. 

9 Be(d, n) 10 B 

Bei einer Stromstärke von 0,1 mA und einem Tritium des 

Targets von 1 Ci erreicht man Neutronenausbeuten von 

ca. 5·10 12 Neutronen s -1 . Die Neutronenenergie beträgt 14 

MeV. Der Neutronenfluss für thermische Neutronen ist 

ca. 10 8 cm -2 s -1 bei 3 cm Parafinschicht. 

Anwendung: Bevorzugt bei (n,2n)-Reaktionen 

16 O(n,p) 16 N

7. Die natürliche 

Strahlenexposition 

des Menschen 

durch 

Neutronenquellen 


119 

Der Mensch wird ständig mit Neutronen aus der 

Neutronenkomponente der kosmische Strahlung bestrahlt. 

Die kosmische Strahlung setzt sich im Wesentlichen aus 

drei Komponenten zusammen, der solaren Strahlung, der 

galaktischen Strahlung und der außergalaktischen 

Strahlung. Diese Strahlung besteht aus hochenergetischen 

Teilchen im Bereich von 10 bis 10000 MeV (in 

Einzelfällen mit bis zu 4·10 15 MeV auch weit höher und 

tritt vom Weltraum in die Atmosphäre ein. Man nennt sie 

primäre kosmische Strahlung. Die Häufigkeit der Teilchen 

der primären kosmischen Strahlung ist wie folgt verteilt: 

85% Protonen 

12,5% -Teilchen 

1,5% schwere Kerne 

1 % Elektronen 

Bei der Wechselwirkung mit den Atomkernen in der Luft 

kommt des zur Bildung von Protonen, Neutronen, Pionen 

und Kaonen (sekundäre kosmische Strahlung). Diese 

unterscheidet man in ionisierenden Anteil und nicht 

ionisierender Anteil. Aus Kernreaktionen dieser Partikel 

mit Kernen der in der Erdatmosphäre enthaltenen 

Elemente entstehen eine Anzahl verschiedener 

Reaktionsprodukte, im Wesentlichen 3 H, 7 Be, 10 Be, 14 C, 

22 Na, 24 Na (kosmogene Radionuklide). 

Die Neutronenflußdichte der Neutronen nimmt mit 

zunehmender Höhe zu. In Meereshöhe betragen die 

Neutronenflußdichten der sekundären kosmischen 

Strahlung ca. 0,008 cm -2 s -1 . 

Die jährlichen effektiven Äquivalentdosen durch die 

Neutronenkomponente HN und durch die Komponente des 

ionisierenden Anteils HI lassen sich als Funktion der Höhe 

über Meeresniveau darstellen. Auf Meereshöhe, z =0 ist 

HN(0) = 20 µSv 

HI(0) = 240 µSv 

Die jährlichen effektiven Äquivalentdosen sind in der 

folgenden Abbildung dargestellt. Die gezeigten Kurven 

hängen auch vom Breitengrad ab. Das Ausmaß der 

Abhängigkeit ist in Meereshöhe vernachlässigbar und 

kann in über 10 km Höhe den Faktor 2 ausmachen.

Abbildung: Jährliche 

effektive Äquivalentdosis 

gegen die 

Höhe für die 

ionisierende und für 

die Neutronenkomponente 

der kosmischen 

Strahlung. 

Beispiel: 

Die Dosis beim 

10 stündigen Flug 

in 10 km Höhe: 

Abbildung: Geschätze 

jährliche effektiveÄquivalentdosis 

des Menschen aus 

natürlichen Quellen 

aus dem UNSCEAR- 

Bericht von 1988. 


jährliche effektive Äquivalentdosis/µSv 

1000000 

100000 

10000 

1000 

100 

ionisierender Anteil 

Neutronenkomponente 

Summe 

10 

0,1 1 10 100 

Höhe in km 

120 

Der Anteil der Neutronen an der effektiven 

Äquivalentdosis macht 

auf Meereshöhe rund 8% 

in 2 km Höhe rund 25% und 

in 10 km Höhe rund 71% aus. 

Die Dosisleistung in 10 km Höhe beträgt ca. 7 µSv/h. 

Dieser Wert entspricht rund dem 230 fachen Wert auf 

Meereshöhe. Die Dosis bei einem 10 stündigen Flug in 

10 km Höhe beträgt ca. 70 µSv (je nach Flugrute bis ca. 

140 µSv). Davon sind ca. 50 µSv durch Neutronen 

bedingt. 

Der Anteil an der gesamten effektiven Äquivalentdosis 

des Menschen aus natürlichen Quellen ist in folgender 

Abbildung dargestellt. 

Geschätzte jährliche effektive Dosis aus natürlichen Quellen nach UNSCEAR Bericht 1988. 

Summe: 2400 µSv (gerundet) 

Rb-87 

K-40 0,3% 

14% U-238-Zerfallsreihe 

Kosmogene Radionuklide 

56% 

0,6% 

Neutronenkomponente 

2,3% 

Ionisierende Komponente 

13% 

Th-232-Zerfallsreihe 

14%

1. Einleitung 

§15 StrlSchV 

§9 StrlSchV: 

Genehmigungsvorau 

setzungen für den 

Umgang mit 

radioaktiven Stoffen 


Genehmigungsvorau 

ssetzungen für den 

Betrieb von Anlagen 

zur Erzeugung 

ionisierender 

Strahlen 

Auflagen 

Teil des Abgrenzungsvertrags: 


T. Strahlenschutz bei Tätigkeit in fremden Anlagen 

121 

Eine Tätigkeit in Kontrollbereichen fremder Anlagen 

oder Einrichtungen ist genehmigungsbedürftig. §15 

StrlSchV regelt die Maßnahmen die für den 

Strahlenschutz zu treffen sind. 

Genehmigungsbedürftige Beschäftigung in fremden 

Anlagen oder Einrichtungen 

(1) Wer in fremden Anlagen oder Einrichtungen unter 

seiner Aufsicht stehende Personen beschäftigt 

oder Aufgaben selbst wahrnimmt und dies bei 

diesen Personen oder bei sich selbst im 

Kalenderjahr zu einer effektiven Dosis von mehr 

als 1 mSv führen kann, bedarf der Genehmigung. 

(2) Bei Beschäftigungen nach Absatz 1 in Anlagen 

oder Einrichtungen, in denen mit radioaktiven 

Stoffen umgegangen wird, ist § 9 Abs. 1 Nr. 1 bis 

5, bei Beschäftigungen nach Absatz 1 im 

Zusammenhang mit dem Betrieb von Anlagen zur 

Erzeugung ionisierender Strahlen ist § 14 Abs. 1 

Nr. 1 bis 5 entsprechend anzuwenden. 

(3) Bei Beschäftigungen nach Absatz 1 ist den 

Anordnungen des Strahlenschutzverantwortlichen 

und der Strahlenschutzbeauftragten der Anlage 

oder Einrichtung, die diese in Erfüllung ihrer 

Pflichten nach § 33 treffen, Folge zu leisten. Der 

Inhaber einer Genehmigung nach Absatz 1 hat 

dafür zu sorgen, dass die unter seiner Aufsicht 

beschäftigte Personen die Anordnungen des 

Strahlenschutzverantwortlichen und Strahlenschutzbeauftragten 

der Anlagen oder 

Einrichtungen befolgen. 

Eine Strahlenschutzanweisung ist zu erstellen und mit 

dem Betreiber einer fremden Anlage oder Einrichtung 

sind vertragliche Vereinbarungen zur Abgrenzung der 

Strahlenschutzpflichten und- aufgaben zu treffen 

(Abgrenzungsvertrag). 

Nachweis von Grundwissen im Strahlenschutz für die 

Personen, die in fremden Anlagen oder Einrichtungen 

tätig werden. Erwerb z.B. in diesem Kurs.

2. Strahlenschutzorganisation 

3. Ärztliche Überwachung 

Bitte rechtzeitig 

Termin zum Vorgesprächvereinbaren. 

4. Strahlenpass 


122 

Mitarbeiter, die in Kontrollbereichen fremder Anlagen 

oder Einrichtungen tätig werden, sind verpflichtet, diese 

Strahlenschutzanweisung genau zu beachten. 

Zuständige Personen: 

Strahlenschutzverantwortlicher 

Strahlenschutzbeauftragter 

Beruflich strahlenexponierte Personen der Kategorie A 

dürfen in Kontrollbereichen nur tätig werden, wenn sie 

zuvor durch die ermächtigten Ärzte/Ärztinnen des 

betriebsärztlichen Dienstes oder einen anderen 

ermächtigten Arzt untersucht worden sind. Diese 

Untersuchung muss für beruflich strahlenexponierte 

Personen der Kategorie A in jährlichen Abständen 

wiederholt werden, soweit die Person weiterhin in 

Kontrollbereichen tätig werden soll. Es dürfen keine 

gesundheitlichen Bedenken für einen Einsatz im 

Kontrollbereich bestehen. Das Ergebnis der ärztlichen 

Untersuchung wird in den Strahlenpass eingetragen. 

Achtung: Eingruppierung in eine Kategorie der beruflichen 

Strahlenexposition erfolgt durch den zuständigen 

Strahlenschutzbeauftragten. 

Die dazu notwendigen Daten werden in einem 

Vorgespräch erhoben. 

Der Strahlenpass einer beruflich strahlenexponierten 

Person dient der Bilanzierung der Strahlenexposition im 

Berufsleben. Der Strahlenpass ist Eigentum der 

strahlenexponierten Person. 

Der Strahlenschutzbeauftragte hat dafür zu sorgen, dass 

die unter seiner Aufsicht stehenden Personen im 

Kontrollbereich nur tätig werden, wenn ein vollständig 

geführter, bei der zuständigen Behörde registrierter, 

Strahlenpass vorliegt. Der Strahlenpass muss daher auch 

über Zeiträume Angaben enthalten, in denen der 

Strahlenpassinhaber nicht in Kontrollbereichen tätig war. 

Die amtlichen Personendosen sind vom Strahlenschutzbeauftragten 

monatlich einzutragen, bei einem längerem

Strahlenpass und 

Dosimeter sind beim 

Strahlenschutzbeauftr 

agten abzuholen 

5. Unterweisung 

§38 StrlSchV 

Weitere Unterweisungen 

sind mindestens 

einmal jährlich 

Häufig: 

In Abgrenzungsvertrag 

fetsgelegt: 

6. Dosimetrische 

Überwachung 

6.1 Äußere Strahlenexposition 

Trageort: Vorderseite 

des Rumpfes 

in Brusthöhe. 


123 

Einsatz in einer fremden Anlage oder Einrichtung 

spätestens nach drei Monaten. Vor Beginn der Tätigkeit in 

einer fremden Anlage oder Einrichtung haben die 

Mitarbeiter ihren Strahlenpass und ihr Dosimeter beim 

Strahlenschutzbeauftragten abzuholen. Der Strahlenpass 

ist in der fremden Anlage oder Einrichtung vorzulegen. 

Nach Beendigung des Einsatzes sind die Eintragungen des 

Betreibers (z.B. nicht-amtliche Dosis) auf Vollständigkeit 

zu prüfen. 

Mitarbeiter, die in Kontrollbereichen zum Einsatz 

kommen, sind vor dem erstmaligen Zutritt über 

strahlenschutzgerechte Arbeitsmethoden, Risiken, Schutzmaßnahmen 

und über relevante Vorschriften zu 

unterweisen. 

Weitere Unterweisungen sind mindestens einmal jährlich 

durchzuführen. Über Inhalt und Zeitpunkt der 

Unterweisung sind Aufzeichnungen zu führen, die von der 

unterwiesenen Person zu unterzeichnen sind. Die 

Aufzeichnungen sind 5 Jahre aufzubewahren. 

Zudem ist jeder Mitarbeiter verpflichtet, an den 

Unterweisungen des Betreibers der fremden Anlage oder 

Einrichtung teilzunehmen. 

a) Allgemeine Unterweisung durch zuständigen 

Strahlenschutzbeauftragten der Universität. 

b) Tätigkeitsspezifische Unterweisung durch 

zuständigen Strahlenschutzbeauftragten der 

fremden Anlage oder Einrichtung. 

Den Anordnungen der Strahlenschutzbeauftragten ist 

Folge zu leisten. 

Zur Ermittlung der äußeren Strahlenexposition wird vom 

Strahlenschutzbeauftragten jeder im Kontrollbereich 

tätigen Person ein amtliches Dosimeter (z.B. Filmdosimeter) 

ausgehändigt. Beim Einsatz in Kontrollbereichen 

ist das Dosimeter an der Vorderseite des Rumpfes in 

Brusthöhe zu tragen. Am Ende jedes Kalendermonats ist 

das Dosimeter – auch bei Nichtbenutzung – an den Strahlenschutzbeauftragten 

zurück zugeben und wird gegen ein 

neues Dosimeter ausgetauscht.

Digital- oder Stabdosimeter 

des Betreiber 

fremder 

An-lagen oder 

Einrichtungen ebenfalls 

zu tragen. 

Achtung: 

6.2 Innere Strahlenexposition 

7. Schutz bei beruflicherStrahlenexposition 


124 

Mitarbeiter, die über einen längeren Zeitraum abwesend 

sind (z.B. Urlaub), haben das Dosimeter rechtzeitig 

zurückzugeben. 

Vom Betreiber fremder Anlagen oder Einrichtungen 

ausgegebene Dosimeter (z.B. Digital- oder Stabdosimeter) 

sind ebenfalls zu tragen. Die Ausgabe erfolgt 

normalerweise am Kontrollbereichseingang der 

Fremdanlage. Beim Verlassen des Kontrollbereichs sind 

diese Dosimeter abzugeben. Je nach Tätigkeit können 

auch Teilkörperdosimeter (z.B. Fingerringdosimeter) 

eingesetzt werden. 

Der Missbrauch von Personendosimeter (z.B. 

mutwillige Bestrahlung) ist untersagt und wird 

disziplinarisch geahndet. 

Dosimeter so befestigen, dass es während der Tätigkeit 

nicht verloren gehen kann. 

Zur Überwachung der inneren Strahlenexposition können 

Inkorporations- und Ausscheidungsmessungen (z.B. 

Body-Counter-Messung, Urinuntersuchung, Stuhluntersuchung) 

durchgeführt werden. Für diese Untersuchung 

besteht eine Duldungspflicht. Der Strahlenschutzbeauftragte 

entscheidet. 

Für beruflich strahlenexponierte Personen beträgt der 

Grenzwert der effektiven Dosis 20 mSv im Kalenderjahr 

(§ 55 StrlSchV). 

Entsprechend den Bestimmungen der Strahlenschutzverordnung 

(§ 43 Abs. 2, § 55, § 56, und § 57 StrlSchV) 

gelten insbesondere für Personen unter 18 Jahren und 

Frauen besondere Schutzvorkehrungen und 

Beschäftigungseinschränkungen bzw. –verbote.

Umgang mit offenen radioaktiven Stoffen - Universität Regensburg

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