Materialsammlung zur internen Radiodekontamination von Personen

1.5.6. Gefährdung des Personals
Während der internen Dekontamination von Patienten kann davon ausgegangen werden,
dass die Strahlenbelastung des behandelnden Personals nur gering ist. Die von
den im Körper des Patienten befindlichen Nukliden ausgehende Partikelstrahlung
wird vom Gewebe des Patienten vollständig (α- und niederenergetische β-Strahlung)
bzw. fast vollständig (hochenergetische β-Strahlung) abgeschirmt. Für die meisten γ-
Strahler hat eine (punktförmige) Quelle mit einer Aktivität von 1 GBq in 1 m Abstand
eine Äquivalentdosisleistung von nicht mehr als 0,3 mSv/h zur Folge 8 [82].
Zum Vergleich sei § 59, Abs.1 der Strahlenschutzverordnung zitiert: „Bei Maßnahmen
zur Abwehr von Gefahren für Personen ist anzustreben, dass eine effektive Dosis
von mehr als 100 mSv nur einmal im Kalenderjahr und eine effektive Dosis von mehr
als 250 mSv nur einmal im Leben auftritt”.
Bei der Behandlung eines intern kontaminierten Patienten wäre der Nutzen des Tragens
von Bleischürzen minimal, da die γ-Strahlung kaum geschwächt wird. Die
Schutzmaßnahmen des Personals sollten daher so gehandhabt werden, wie es in der
Nuklearmedizin üblich ist.
Würde sich die Aktivität von 1 GBq des starken γ-Strahlers 60 Co gleichmäßig auf der
Körperoberfläche eines lebensbedrohlich verletzten Patienten verteilen, ergäbe sich
für den behandelnden Chirurgen bzw. die Chirurgin eine Äquivalentdosisleistung von
etwa 1 mSv/h [131].
Lediglich bei der Entfernung von Splittern hoch aktiven Materials aus Wunden könnte
dieser Wert wesentlich überschritten werden (Überprüfung der Wunde durch
Dosisleistungsmessgerät!).
Das Vorliegen starker externer Kontamination betrifft in erster Linie first responders,
sodass im Rahmen dieser Arbeit nicht auf entsprechende Schutzmaßnahmen eingegangen
werden soll. Es sei hierbei auf die Literatur verwiesen [81, 140, 20].
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Die Ingestion von 1 GBq des Nuklids Co würde bei Erwachsenen zu einer Folgedosis von etwa 3,4
Sv führen (siehe Kap. 2.1.3)
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