Radioaktivität, Röntgenstrahlen und Gesundheit - Bayerisches ...

Bayerisches Staatsministerium für 

Umwelt, Gesundheit und Verbraucherschutz 

Radioaktivität, Röntgenstrahlen 

und Gesundheit 

Strahlenschutz

Bayerisches Staatsministerium für 

Umwelt, Gesundheit und Verbraucherschutz 

Radioaktivität, 

Röntgenstrahlen und 

Gesundheit 

Oktober 2006 

Strahlenschutz

Gesamt- Prof. Dr. K. Hahn 

koordinierung Klinik und Poliklinik für Nuklearmedizin 

und Gesamt- Ziemssenstr. 1, 80336 München 

leitung: E-Mail: klaus.hahn@med.uni-muenchen.de 

Autoren: Prof. Dr. L. Feinendegen 

Wannental 45, 99131 Lindau am Bodensee 

E-Mail: feinendegen@gmx.net 

Prof. Dr. K. Hahn 

Klinik und Poliklinik für Nuklearmedizin 

Ziemssenstr. 1, 80336 München 

E-Mail: klaus.hahn@med.uni-muenchen.de 

Dr. Dr. Hubert Löcker 

GSF – Institut für Strahlenschutz 

Ingolstädter Landstr. 1, 85764 Neuherberg 

E-Mail: loecker@gsf.de 

Dr. Heinz Müller 



E-Mail: heinz.mueller@gsf.de 

Prof. Dr. H. G. Paretzke 



E-Mail: paretzke@gsf.de 

Prof. Dr. Ch. Reiners 


Josef-Schneider-Str. 2, 97980 Würzburg 

E-Mail: reiners@nuklearmedizin.uniwuerzburg.de 

PD Dr. Werner Rühm 



E-Mail: werner.ruehm@gsf.de 

Dr. Rita Schneider 


Josef-Schneider-Str. 2, 97980 Würzburg 

E-Mail: Schneider_R1@klinik.uni-wuerzburg.de 

Dr. Ch. Zach 


Ziemssenstr. 1, 80336 München 

E-Mail: christian.zach@med.uni-muenchen.de 

II

Vorwort 

Radioaktive Stoffe, wie etwa das Uran, kommen seit der 

Entstehung der Erde in großem Umfang in der Natur vor 

oder werden künstlich hergestellt (wie z.B. Technetium-99 m ) 

und in Medizin und Technik verwendet. Als Abfallprodukte 

entstehen sie auch bei der friedlichen Nutzung der Kernenergie. 

Seit der Entdeckung der Radioaktivität im Jahre 

1896 durch A.H. Becquerel wird auch die Wirkung der von 

radioaktiven Stoffen ausgehenden Strahlung auf den Menschen 

untersucht. Gleiches gilt für die von Conrad Wilhelm 

Röntgen im Jahr 1895 entdeckte und nach ihm benannte 

Strahlung, die als ionisierende Strahlung vergleichbare Eigenschaften 

wie die von radioaktiven Stoffen ausgehende 

Strahlung besitzt. Besonders bei der friedlichen Nutzung der 

Kernenergie und bei der Medizin hat die Frage nach der 

Auswirkung der Radioaktivität und der Röntgenstrahlung auf 

die Gesundheit der Menschen stets eine wichtige Rolle 

gespielt. Zuweilen wird in diesem Zusammenhang - oft aus 

mangelnder Kenntnis strahlenbiologischer Fakten oder aufgrund 

fehlerhafter Auswertung statistischer Daten - versucht, 

eine Beziehung zwischen einer an einem bestimmten 

Ort beobachteten erhöhten Zahl von Krebsfällen oder anderen 

Erkrankungen und den dort gemessenen oder vermuteten 

niedrigen Strahlendosen herzustellen. In der Öffentlichkeit 

erregen solche Behauptungen in der Regel beträchtliches 

Aufsehen. 

Die durchaus verständliche Folge derartiger beunruhigender 

Aussagen ist in der Regel eine häufig überzogene Angst vor 

jeglicher Strahlung. Diese Angst kann sich unter anderem 

auch aufgrund der Tatsache entwickeln, dass sich Radioaktivität 

der direkten Sinneswahrnehmung des Menschen 

entzieht und ihre Wirkungen für den Einzelnen nicht aus der 

Erfahrung heraus zu beurteilen sind. 

Der Unfall im Kernkraftwerk Tschernobyl am 26. April 1986 

hat diese Angst verstärkt. Bei dem Unfall wurden sehr große 

Mengen an radioaktiven Stoffen freigesetzt; in der Umgebung 

musste ein Gebiet von etwa 1000 km 2 evakuiert werden. 

Ein Teil der radioaktiven Spaltprodukte wurde von den 

Luftströmungen viele hundert Kilometer weit transportiert 

und auch in geringen Mengen in Mitteleuropa abgelagert. 

III

Bei den geäußerten Ängsten vor der Radioaktivität und vor 

Röntgenstrahlen bleibt jedoch häufig unerwähnt, dass nach 

vielen Jahrzehnten weltweiter intensiver Forschung heute 

ein Wissensstand über die Wirkung der ionisierenden Strahlung 

erreicht ist, der die Kenntnisse über die Wirkung anderer 

Schadstoffe bei weitem übertrifft. Dieser hohe Kenntnisstand 

wird auch dadurch belegt, dass sich das prinzipielle 

Bild, das in Medizin und Biologie über die Strahlenwirkung 

besteht, in den letzten Jahrzehnten nicht mehr grundsätzlich 

geändert hat. Es wurden in dieser Zeit lediglich die Kenntnisse 

vertieft, noch unbekannte Detailmechanismen aufgeklärt 

und die anfänglich wegen noch unzureichender Daten 

unsicheren Risikoschätzungen präzisiert. 

Die vorliegende Broschüre, deren einzelne Kapitel von ausgewiesenen 

wissenschaftlichen Experten bearbeitet wurden, 

berücksichtigt den Kenntnisstand bis Mitte 2006. 

K. Hahn, München 

IV

Inhalt 

Vorwort...................................................................... III 

1. Physikalische Grundlagen ...................... 

Ch. Zach 

1 

1.1 Bau der Atome ................................................. 

Nuklide und Isotope 

1 

1.2 Radioaktivität ................................................... 

Definitionen und Kenngrößen � Strahlenarten � 

Reichweite und Wechselwirkung mit Materie 

� Abschirmung 

2 

1.3 Dosisbegriffe.................................................... 13 

1.4 Messgrößen im Strahlenschutz ..................... 20 

1.5 Literatur ............................................................ 24 

2. Biologische Grundlagen .......................... 

L. Feindegen 

25 

2.1 Wirkungsweise ionisierender Strahlung auf 

einzelne Zellen ................................................. 

Zellen als kleinste Funktionseinheiten lebender 

Körper � Mechanismen der Zellschädigung � 

Strahlenempfindliche Teile der Zelle � Reparatur 

von Strahlenschäden in der Zelle � Unterschiedliche 

Strahlenempfindlichkeiten im Körper 

� Genom-Instabilität; Apoptose � Akute und 

chronische Bestrahlung � Biologische Dosimetrie 

25 

2.2 Wirkungsweise ionisierender Strahlung auf 

vielzellige Organismen.................................... 

Bystander Effekte � Strahleninduzierte Störungen 

des biologischen Gleichgewichtes, adaptive 

Reaktionen � Abwehr- und Reparaturmechanismen 

vielzelliger Systeme � Stochasti- 

40 

sche Strahlenwirkungen � Deterministische 

Strahlenwirkungen � Genetische Strahlenwirkungen 

� Faktorenabhängigkeit der Strahlenwirkungen 

V

2.3 Akute Strahlenschäden................................... 53 

Zellerneuerungssysteme � Akute Strahlenkrankheiten 

nach einmaliger Ganzköperexposition 

� Strahlenschäden der Haut, verstärkende 

Schäden � Strahlenschäden der Keimdü- 

2.4 

sen � Strahlenschäden des ungeborenen Lebens 

Späte Strahlenschäden................................... 

Deterministische Spätschäden - Effekte durch 

chronische Strahlenexposition mit niedriger 

Dosisrate - Somatische Spätschäden nach 

Strahlenexposition mit hoher Dosis oder Dosisrate 

� Stochastische Spätschäden - Allgemeine 

Einleitung, Risikoanalyse - Sekundäre Faktoren 

bei der Risikoanalyse - Die Überlebenden 

in Hiroshima und Nagasaki - Für einzelne 

Organe geschätzte Risikoanteile am Gesamtrisiko 

- Andere epidemiologische Studien an 

exponierten Populationen 

61 

2.5 Anstehende Modifikationen der Risikoanalyse 

............................................................. 

Die möglichen Dosis-Risiko Beziehungen für 

Strahlenkrebs � Physiologische Abwehr- und 

Anpassungsreaktionen biologischer Systeme 

71 

2.6 Hormesis und kleine Dosen ........................... 76 

2.7 Literatur ............................................................ 80 

3. Anwendung ionisierender Strahlung in 

Technik, Wissenschaft und Medizin .... 

H. Müller, H. G. Paretzke, W. Rühm, K. Hahn 

82 

3.1 Energieerzeugung (Kernspaltung, Fusion)... 

Kernfusion � Kernspaltung � Reaktortypen � 

Strahlenexposition durch den Betrieb von 

Kernkraftwerken - Beschäftigte - Bevölkerung 

82 

3.2 Beispiele für Anwendungen in der Industrie 92 

Radiographie - Werkstoffprüfung – Röntgenfloureszenz-Analyse 

� Industriell genutzte Be- 

VI

3.3 

strahlungsanlagen - Anlagen zur Sterilisation 

und Konservierung - Anlagen zur Polymerisation 

von Kunststoffen � Herstellung von Radioisotopen 

- Radioisotope in Kalibrierquellen 

- Radioisotope für Rauchmelder - Radioisotope 

in Regel- und Messeinrichtungen 

Beispiele für Anwendungen in der 

Wissenschaft ................................................... 

Radioisotope � Partikel- und Photonenstrahlung 

� Untersuchungen im Forschungsreaktor 

96 

3.4 Beispiele für Anwendungen in der Medizin 

zur Diagnostik und Therapie .......................... 

Radionuklide in der modernen medizinischen 

Diagnostik und Therapie - Voraussetzungen 

zur Anwendung von Radionukliden in der Medizin 

- Radionuklide in der Diagnostik - Spezielle 

nuklearmedizinische Untersuchungen - 

101 

Nuklearmedizinische Tomographie-Untersu- 

3.5 

chungsverfahren - Radionuklide in der Therapie 

� Röntgendiagnostik � Perkutane Strahlentherapie 

Behandlung radioaktiver Abfälle ................... 124 

3.6 Literatur ............................................................ 129 

4. Strahlenexposition und 

Umweltradioaktivität.................................. 130 

H. Löcker, H. Müller, H. G. Paretzke 

4.1 Das Verhalten radioaktiver Stoffe in der 

Umwelt (Radioökologie).................................. 130 

Ausbreitung in der Atmosphäre � Einflussgrößen 

bei der Ausbreitung – Wind - Turbulenzzustand 

der Atmosphäre - Freisetzungshöhe - 

Physikalisch-chemische Form � Ausbreitungsmodelle 

- Gauss-Modelle - Eulersche Ausbreitungsmodelle 

- Lagrangesche Ausbreitungsmodelle 

� Deposition und Verbleib auf Oberflächen 

- Trockene Deposition - Nasse Deposi- 

VII

4.2 

tion – Interzeption - Verbleib auf Oberflächen - 

Resuspension � Ausbreitung in Gewässern � 

Radionuklide in Nahrungsketten - Kontamination 

von Pflanzen - Kontamination von Tierprodukten 

- Einfluss der Verarbeitung und Lagerung 

auf die Kontamination � Interne Strahlenexposition 

- Ingestion - Inhalation - Verhalten 

der radioaktiven Stoffe im Körper � Externe 

Strahlenexposition - Strahlung aus einer „radioaktiven 

Wolke“ - Strahlung von abgelagerten 

Nukliden 

Strahlenexposition aus natürlichen Quellen 

Externe Strahlenexposition - Kosmische Strahlung 

- Kosmogene Radionuklide - Terrestrische 

Strahlung � Interne Strahlenexposition - 

Das radioaktive Edelgas Radon - Natürliche 

radioaktive Stoffe in der Nahrung � Gesamte 

natürliche Strahlenexposition 

157 

4.3 Strahlenexposition aus zivilisatorischen 

Quellen ............................................................. 

Strahlenexposition in der Nähe von kerntechnischen 

Anlagen � Strahlenexposition durch 

den Reaktorunfall von Tschernobyl � Strahlenexposition 

durch den Transport von radioaktiven 

Stoffen (Castor) � Strahlenexposition 

durch Quellen in Industrie, Wissenschaft und 

Medizin – Bestrahlungsanlagen - Zerstörungsfreie 

Materialprüfung - Leuchtziffern (Lumineszenz) 

- Radioisotope – Produktion und Versand 

- Bohrlochmessungen („Well Logging“) - 

Beschleuniger � Medizinische Strahlenexposition 

� Berufliche Strahlenexposition 

171 

4.4 Problematik epidemiologischer Studien 

zur Strahlenexposition der Bevölkerung 

(Fallkontroll-Studien) ...................................... 185 

4.5 Literatur ............................................................ 192 

VIII

5. Strahlenschutz und gesetzliche 

Vorschriften .................................................. 194 

Ch. Zach 

5.1 Planung und Durchführung des praktischen 

Strahlenschutzes............................................. 

Schutz vor äußerer Exposition � Personenkontamination 

und Dekontaminationsmöglichkeiten 

� Inkorporation und Dekorporationsmöglichkeiten 

194 

5.2 Gesetzliche Schutzvorschriften ..................... 

Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) - Festlegung 

der Grenzwerte unter gesundheitlichen, 

204 

gesellschaftspolitischen und ökonomischen 

5.3 

Aspekten - Höchstwerte der Oberflächen- und 

massebezogenen Kontamination - Freigabeverfahren 

� Röntgenverordnung (RöV) � Neue 

Regelung in der StrlschV und in der RöV - 

Rechtfertigende Indikation - Diagnostische Referenzwerte 

- Ärztliche Stelle - Berücksichtigung 

natürlicher Strahlenquellen bei der Arbeit 

� Strahlenschutzvorsorgegesetz - Immissionsund 

Emissionsüberwachung - Höchstwerte der 

Aktivitätskonzentration in Luft und Wasser 

Genehmigungspflicht des Umgangs mit 

radioaktiven Stoffen ........................................ 223 

Genehmigungsvoraussetzungen (Rechtferti- 

5.4 

gung, Sicherheitsanforderungen) � Nachweis 

der Einhaltung der Schutzbestimmungen (Radioökologische 

Berechnungen u.a.) 

Literatur ............................................................ 226 

6. Vorsorgemaßnahmen bei 

Strahlenunfällen.......................................... 227 

R. Schneider, Ch. Reiners 

6.1 Reaktorunfälle (Beispiel Tschernobyl) .......... 227 

Reaktorunfälle vor Tschernobyl � Der Tschernobylunfall 

� Gesundheitliche Folgen des Tscher- 

IX

6.2 

nobylunfalls - Exponierte Personen - Strahlendosen 

- Schilddrüsenerkrankungen - Leukämie 

- Andere solide Tumoren als Schilddrüsenkrebs 

- Andere gesundheitliche Effekte - Strahlenexposition 

in Deutschland durch Tschernobyl 

� Iodblockade als Maßnahme zur Strahlenschutzvorsorge 

Missbrauch von radioaktiven Stoffen............ 243 

Nuklearkriminalität � Nuklearterrorismus - 

6.3 

„Schmutzige Bombe“ - Sabotage bzw. terroristischer 

Anschlag - Improvisierte Nuklearbombe 

� Gegenmaßnahmen 

Überwachung der Umweltradioaktivität 

in Bayern ......................................................... 

Integriertes Mess- und Informationssystems 

(IMIS) zur Überwachung der allgemeinen Um- 

252 

weltradioaktivität � Immissionsmessnetz für 

Radioaktivität (IfR) zur Überwachung der Umweltradioaktivität 

� Umgebungsüberwachung 

6.4 

bayerischer Kernkraftwerke � Kernreaktor- 

Fernüberwachungssystem (KFÜ) 

Radioaktivitätsmessungen beim 

grenzüberschreitenden Verkehr ................... 

„Tschernobyl-Verordnung“ � Grenzmonitoring 

257 

6.5 Katastrophenschutz-Maßnahmen.................. 

Katastrophenschutz - Zuständigkeit und rechtliche 

Grundlagen - Maßnahmen � Strahlenschutzvorsorgezentren 

260 

6.6 Literatur............................................................ 266 

7. Erläuterung von Fachbegriffen.............. 274 

8. Sachverzeichnis.......................................... 300 

X

1. Physikalische Grundlagen 

1.1 Bau der Atome 

Die belebte und unbelebte Materie setzt sich aus kleinsten 

Bausteinen, den Atomen, zusammen. Diese bestehen aus 

dem Atomkern und der Atomhülle. Nahezu die gesamte 

Masse des Atoms ist im Kern konzentriert; die Atomhülle 

umgibt den Kern wie eine Wolke. Der Atomkern ist aus zwei 

verschiedenen Bausteinen aufgebaut, Nukleonen genannt. 

Es sind dies: 

� Das Proton (p), es trägt eine positive Elementarladung 

und hat definitionsgemäß die Massenzahl 1. 

� Das Neutron (n), das elektrisch neutral und gleich schwer 

wie das Proton ist. Es besitzt also ebenfalls die Massenzahl 

1. 

Die Anzahl der Protonen im Atomkern, die Kernladungszahl, 

kennzeichnet das chemische Element. 

Beispiele: 

Wasserstoff 1 Proton 

Helium 2 Protonen 

Kohlenstoff 6 Protonen 

Uran 92 Protonen 

Die Summe der Nukleonen (p+n, Protonen und Neutronen) 

im Kern nennt man die Massenzahl des betreffenden Atoms. 

Die Hülle eines Atoms wird aus Elektronen gebildet. Sie tragen 

je eine negative Elementarladung und besitzen nur etwa 

1/2000 der Protonenmasse. Die Zahl der Elektronen in der 

Hülle entspricht der Zahl der Protonen im Kern, das Atom ist 

also nach außen hin elektrisch neutral. 

Die Elektronen befinden sich in verschiedenen Schalen – 

mit den Buchstaben K bis Q bezeichnet – in unterschiedlichen 

Abständen vom Kern und sind unter anderem für die 

Fähigkeit der meisten Atome verantwortlich, miteinander 

chemische Bindungen einzugehen, also Moleküle zu bilden. 

Der Durchmesser des Atomkerns verhält sich zum Durchmesser 

der Atomhülle etwa wie 1:100000, das entspricht 

dem Durchmesser eines Streichholzkopfes im Verhältnis zu 

einem 200 m hohen Fernsehturm. 

1

Nuklide und Isotope 

Allgemein nennt man Atome, die durch die Summe der 

Nukleonen im Kern, die Massenzahl, bestimmt sind, Nuklide. 

Man fügt zu ihrer Bezeichnung dem Elementnamen 

oder dem Elementsymbol die Massenzahl zu: Wasserstoff-2 

(H-2), Kohlenstoff-14 (C-14) oder Iod-131 (I-131) sind also 

Nuklide. 

Von jedem chemischen Element gibt es eine Reihe verschiedener 

Nuklide, die sich nur durch die Zahl der Neutronen 

im Kern unterscheiden. Sie nennt man Isotope. Isotope 

eines Elements besitzen gleiche chemische Eigenschaften. 

Beispiele: 

Die Nuklide Wasserstoff-1 (H-1) mit 1p, Wasserstoff-2 (H-2) „Deuterium" 

mit 1p+1n und Wasserstoff-3 (H-3) „Tritium" mit 1p+2n sind 

Wasserstoffisotope (Abb. 1.1); 

die Nuklide Kohlenstoff-12 (C-12) mit 6p+6n und Kohlenstoff-14 

(C-14) mit 6p+8n sind Kohlenstoffisotope; 

die Nuklide Uran-235 (U-235) mit 92p+143n beziehungsweise 

Uran-238 (U-238) mit 92p+146n sind Uranisotope. 

Abb. 1.1 Die Kerne der Wasserstoffisotope: Wasserstoff, Deuterium 

und Tritium 

1.2 Radioaktivität 

Die Zahl der Neutronen im Atomkern ist für jedes Element 

nur in bestimmten Grenzen variabel (maximal um etwa 40), 

wobei mit steigender Kernladungszahl das Verhältnis zwischen 

Neutronen und Protonen insgesamt zunimmt. Zum 

Aufbau eines stabilen Atomkerns sind innerhalb dieser 

Grenzen allerdings nur wenige Werte „erlaubt". 

2

Für einen stabilen Wasserstoffkern darf das Verhältnis nicht über 

1:1 liegen (1 Proton und maximal 1 Neutron); 

ein stabiler Atomkern des Eisens darf zu seinen 26 Protonen nur 

28, 30, 31 oder 32 Neutronen besitzen (Verhältnis im Mittel knapp 

1:1,2); 

beim Blei (82p) sind es 122, 126, 127 oder 130 Neutronen (Verhältnis 

etwa 1:1,5). 

Definitionen und Kenngrößen 

Die meisten in der Natur vorkommenden Elemente und ihre 

Isotope sind stabil, es gibt aber auch einige natürliche Isotope, 

die instabil sind, beispielsweise Tritium, Kohlenstoff-14, 

Kalium-40, Rubidium-87, Platin-190, Blei-204 und die Isotope 

der „schweren" Elemente, zum Beispiel des Poloniums, 

Radiums, Radons, Thoriums oder Urans (siehe auch Abschnitt 

4.2). Sie alle sind durch die bei der Kernumwandlung 

freigesetzte Strahlungsenergie die Quelle der Erdwärme. 

Der französische Physiker Antoine-Henri Becquerel beobachtete 

an einem natürlich vorkommenden instabilen Element 

im Jahre 1896 erstmals die bei Kernumwandlungen 

auftretende Strahlung: 

Er entdeckte, dass von Uransalzen eine Strahlung ausging, 

die lichtdicht verpackte Photoplatten zu schwärzen in der 

Lage war. Seine Schüler Marie und Pierre Curie fanden 

1898 die gleiche „Becquerel-Strahlung" bei den von ihnen 

entdeckten Elementen Thorium, Radium und Polonium. Sie 

nannten diese Erscheinung, dass ein Stoff ohne vorherige 

Anregung und von außen nicht beeinflussbar Strahlung aussendet, 

Radioaktivität (= Strahlungsaktivität). 

Da der ursprüngliche Stoff dabei allmählich „verschwindet" 

und die ablaufenden physikalischen Vorgänge noch unbekannt 

waren, prägte man damals den Begriff radioaktiver 

Zerfall. Diese Bezeichnung, die dem eigentlichen Vorgang 

(Kernumwandlung!) nicht gerecht wird, ist bis heute in der 

wissenschaftlichen Literatur gebräuchlich geblieben. 

Die Anzahl der in der Zeiteinheit zerfallenden Kerne bezeichnet 

man als Aktivität. Die Einheit der Aktivität ist seit 

1978 das Becquerel (Bq), das ist die Zahl der Zerfallser- 

3

eignisse pro Sekunde. 1 Bq entspricht einem Zerfall in einer 

Sekunde. Die bis 1977 gebräuchliche Einheit war das 

Curie (Ci), die Aktivität von einem Gramm Radium-226. In 

1 g Ra-226 ereignen sich pro Sekunde 37 Milliarden Zerfälle. 

1 Ci entspricht also 37 Milliarden Bq. Da das Becquerel eine 

sehr kleine Einheit ist, verwendet man häufig die dezimalen 

Vielfachen Kilobecquerel (1 kBq = 1·10 3 Bq = 1.000 Bq), 

Megabecquerel (1 MBq = 1·10 6 Bq = 1.000.000 Bq) und Gigabecquerel 

(1 GBq = 1·10 9 Bq = 1.000.000.000 Bq). 

Die Aktivität pro Masseeinheit (zum Beispiel Bq/g) nennt 

man spezifische Aktivität. Ra-226 hat also eine spezifische 

Aktivität von 37 Milliarden Bq/g (= 3,7·10 10 Bq/g). 

Der radioaktive Zerfall ist ein statistisches Ereignis und erfolgt 

nach den Gesetzen einer Exponentialfunktion: In gleichen 

Zeitabschnitten zerfällt immer der gleiche Prozentsatz 

der noch vorhandenen radioaktiven Kerne. Trägt man die 

Zahl der noch vorhandenen Atome gegen die Zeit auf, erhält 

man die Kurve der Abb. 1.2. Es ist daher keine genaue Aussage 

darüber möglich, wann das letzte Atom zerfallen sein 

wird, es lässt sich aus der Kurve aber exakt ablesen, nach 

welcher Zeit sich die Hälfte der ursprünglich vorhandenen 

radioaktiven Kerne umgewandelt hat. Diese Zeit wird Halbwertszeit 

genannt. Nach einer Halbwertszeit sind noch die 

Hälfte, nach zwei Halbwertszeiten ein Viertel und nach drei 

Halbwertszeiten ein Achtel der ursprünglichen Kerne vorhanden. 

Die Halbwertszeiten der einzelnen Radionuklide sind sehr 

unterschiedlich. Manche natürlichen Radionuklide besitzen 

eine so lange Halbwertszeit, dass sie wegen der schwierigen 

Nachweisbarkeit ihrer äußerst geringen Strahlung bis 

vor kurzem noch als stabil galten. Der derzeitige „Spitzenreiter" 

unter den natürlichen Radionukliden, das Tellur-128, 

besitzt eine Halbwertszeit von 1,5 Trilliarden Jahren (eine 15 

mit 20 Nullen). Sein doppelter � - -Zerfall zum Xenon-128 

wurde erst Ende der 70er Jahre entdeckt. Es ist nicht ausgeschlossen, 

dass noch langlebigere, zurzeit als stabil angesehene 

Radionuklide gefunden werden. Das natürliche 

Polonium-214 hat dagegen nur eine Halbwertszeit von 

0,00016 Sekunden. Ähnliche Spannen gibt es auch bei den 

künstlichen Radionukliden, beispielsweise 15,7 Millionen 

4

Jahre für das Iod-129 und 0,0000001 Sekunden (= 1·10 -7 s 

= 0,1 µs) für Thorium-218. 

Abb. 1.2. Die Halbwertszeit beim radioaktiven Zerfall 

Strahlenarten 

Die Zahl der stabilen Isotope jedes Elements ist also relativ 

klein, von manchen Elementen existiert sogar kein einziges. 

Alle Atomkerne mit zu viel oder zu wenig Neutronen oder mit 

aus anderen kernphysikalischen Gründen „unerlaubten" 

Neutronenzahlen (zum Beispiel Eisenatomkerne mit 29 Neutronen) 

sowie die Kerne mit den Kernladungszahlen 43 

(Technetium) und 61 (Promethium) und die „schweren Kerne" 

mit Kernladungszahlen ab 84 (Polonium) sind instabil. 

Die durch Spaltung schwerer Kerne (mit ihren im Verhältnis 

zu den Protonen hohen Neutronenzahlen) entstehenden 

leichteren Spaltprodukte besitzen in der Regel einen Neutronenüberschuss 

und sind deswegen instabil. Alle nicht 

stabilen Atomkerne wandeln sich unter Abgabe energiereicher 

Strahlung – teilweise in mehreren Stufen – in stabile 

Kerne um. 

5

Beispiele: 

Beim Wasserstoff ist mehr als ein Neutron nicht „erlaubt". Im Tritium-Kern 

wandelt sich daher ein Neutron unter Aussendung eines 

negativ geladenen Betateilchens (� - ) in ein Proton um (wie in Abb. 

1.3 Mitte für ein schwereres Nuklid dargestellt). Die Betateilchen 

sind Elektronen wie die Hüllelektronen auch. Da sie aber aus dem 

Kern stammen, erhielten sie zur Unterscheidung von den Hüllelektronen 

diese besondere Bezeichnung. Bei der Beta-Umwandlung 

nimmt die Zahl der Neutronen im Kern um 1 ab, die Zahl der Protonen 

um 1 zu. Die Kernladungszahl steigt damit um 1, die Massenzahl 

bleibt unverändert. Es entsteht im vorliegenden Falle das Helium-3, 

ein stabiles Nuklid. 

Der schwere Kern des Uran-238 sendet – gewissermaßen zur „Erleichterung" 

– einen kompletten kleinen Atomkern aus (Abb. 1.3 

oben), bestehend aus 2 Protonen und 2 Neutronen, ein Alphateilchen 

(� = Heliumkern). Die Kernladungszahl nimmt dadurch um 2, 

die Massenzahl um 4 (2p+2n) ab. Es entsteht das Nuklid Thorium- 

234, das als „schweres Element" seinerseits ebenfalls instabil ist 

und sich weiter umwandelt. Die Umwandlungen durch Alpha- oder 

Betastrahlung geschehen so oft, bis am Ende einer solchen Zerfallsreihe 

ein stabiler Kern entsteht, in diesem Falle dann das Bleiisotop 

Blei-206. 

Abb. 1.3 Strahlenarten beim radioaktiven Zerfall 

6

Das jeweilige Produkt einer Kernumwandlung – gleichgültig 

ob stabil oder nicht – wird als Tochternuklid bezeichnet. 

Die Aussendung der Teilchenstrahlen (Alpha- oder Betastrahlung) 

hinterlässt in vielen Fällen einen energetisch angeregten 

Kern. Diese Anregungsenergie wird dann durch 

Abgabe einer energiereichen elektromagnetischen Wellenstrahlung, 

der Gammastrahlung (�), abgebaut (Abb. 1.3 unten). 

Durch die Aussendung von Gammastrahlung ändern 

sich weder die Kernladungs- noch die Massenzahl. 

In den meisten Fällen ist die Lebensdauer des angeregten 

Zustandes unmessbar klein, das heißt, die Gammastrahlung 

erfolgt praktisch gleichzeitig mit der Beta- oder Alphastrahlung. 

Es gibt aber auch Fälle (metastabile Zustände), in denen 

der angeregte Kern eine messbare Lebensdauer besitzt. 

Derartige Nuklide werden mit einem an die Massenzahl angehängten 

m gekennzeichnet, zum Beispiel Barium-137m. 

Wie jede elektromagnetische Wellenstrahlung transportiert 

auch die Gammastrahlung die Energie in genau festgelegten 

„Päckchen" (Quanten), die um so energiereicher sind, je 

kürzer die Wellenlänge ist. Damit besitzt auch Wellenstrahlung 

gewisse Teilcheneigenschaften. Die Quanten der kurzwelligen 

elektromagnetischen Wellenstrahlung (zum Beispiel 

von sichtbarem Licht, UV-, Röntgen oder Gammastrahlen) 

werden auch als Photonen bezeichnet. In manchen Fällen 

wird die Anregungsenergie des Kerns nicht als Gammaquant 

abgestrahlt, sondern durch elektromagnetische Wechselwirkung 

auf ein Hüllelektron übertragen, das dann emittiert 

wird. Solche Elektronen, die zwar die Folge einer Kernumwandlung 

sind, selbst aber nicht aus dem Kern stammen, 

bezeichnet man als Konversionselektronen. 

Alpha-, Beta- oder Gammastrahlung verlassen den Kern mit 

einer für das jeweilige Nuklid spezifischen Strahlungsenergie. 

Als Maßeinheit wird das Elektronenvolt (eV) verwendet. 

Ein Elektronenvolt ist diejenige (Bewegungs-) Energie, die 

ein Teilchen mit einer Elementarladung nach Durchlaufen 

einer Potentialdifferenz von 1 Volt erhalten hat. Die beim 

radioaktiven Zerfall auftretenden Energien liegen in der Regel 

im Bereich von Kiloelektronenvolt (1 keV = 1·10 3 eV) 

7

oder Megaelektronenvolt (1 MeV = 1·10 6 eV). Das Elektronenvolt 

ist eine winzige Energieeinheit: 1 MeV entspricht 

1,6021·10 -10 Joule. 

Radioaktive Nuklide (Radionuklide, Radioisotope) kann 

man, wie bereits angedeutet, auch künstlich erzeugen. Gelingt 

es beispielsweise, ein zusätzliches Neutron in einen 

Kern einzubauen, so bildet sich ein neues Isotop des betreffenden 

Elements. Der dadurch in der Regel hervorgerufene 

Neutronenüberschuss im Kern führt dann zur Umwandlung 

eines Neutrons in ein Proton und zur Aussendung eines Betateilchens. 

Durch Neutronenbestrahlung können also stabile 

Isotope eines Elements in Radioisotope umgewandelt 

werden. Dieser als Aktivierung bezeichnete Prozess spielt 

bei den Strukturmaterialien von Kernreaktoren (Reaktordruckbehälter, 

Brennstabhüllen usw.) eine wichtige Rolle. 

Die leichte Aktivierbarkeit mancher Elemente durch Bestrahlung 

mit Neutronen nutzt man auch zur analytischen Bestimmung 

winzigster Mengen dieser Elemente aus (Aktivierungsanalyse). 

Bei der Spaltung schwerer Kerne (Uran-235, Plutonium-239) 

entstehen, wie schon erwähnt, ebenfalls Radionuklide, die in 

der Natur in der Regel nicht vorkommen. Daneben ist die 

Erzeugung künstlicher Radionuklide auch durch Beschuss 

von Atomkernen mit geladenen Teilchen, beispielsweise 

Protonen oder kleinen Atomkernen, mit Hilfe aufwendiger 

Teilchenbeschleuniger (beispielsweise Zyklotronen) möglich. 

Damit können auch Radioisotope mit Protonenüberschuss 

hergestellt werden. Analog zu den Nukliden mit 

Neutronenüberschuss wandelt sich hier ein Proton in ein 

Neutron um, bei manchen Nukliden unter Abstrahlung eines 

positiv geladenen Teilchens mit der Masse eines Elektrons, 

eines Positrons (� + ), bei anderen Nukliden fängt sich der 

Kern aus einer kernnahen Elektronenschale (K- oder L- 

Schale) ein Elektron ein, wodurch ein Proton dann zum 

Neutron „neutralisiert" wird (K-, L-Einfang, �). In vielen Fällen 

können bei einem Nuklid beide Prozesse (mit unterschiedlicher 

Häufigkeit) stattfinden. Es gibt sogar Nuklide, 

bei denen � - - und � + -Zerfall und K-Einfang nebeneinander 

erfolgen (Kalium-40). Reine Positronenstrahler kommen in 

der Natur nicht vor. Bei der Wechselwirkung mit Materie 

8

verhalten sich Positronen als „Antiteilchen" der Elektronen: 

Beim Zusammentreffen mit einem Elektron werden – entsprechend 

der Theorie von Materie und Antimaterie – die 

Massen beider Teilchen und ihre Bewegungsenergien vollständig 

in (elektromagnetische) Strahlungsenergie umgewandelt. 

Aus den Massen der beiden Teilchen entsteht eine 

charakteristische „Vernichtungsstrahlung", zwei �-Quanten 

mit je 0,511 MeV (Megaelektronenvolt). 

Manche schwere Kerne (ab dem Uran) zeigen mit einer gewissen 

Häufigkeit Spontanspaltungen; der Kern zerbricht 

dabei ohne äußere Einwirkung in zwei etwa gleich große 

Bruchstücke und es tritt Neutronenstrahlung auf. Einige 

Nuklide (beispielsweise Curium-250) zerfallen ausschließlich 

durch Spontanspaltung. 

Reichweite und Wechselwirkung mit Materie 

Dass es sich bei der „Becquerel-Strahlung" nicht um eine 

einheitliche Strahlung, sondern um drei verschiedene Strahlenarten 

handelt, wurde 1899 von Rutherford nachgewiesen, 

von ihm stammt auch die Namensgebung nach den ersten 

drei Buchstaben des griechischen Alphabets. Alle drei 

Strahlenarten haben jedoch eine Eigenschaft gemeinsam: 

Wegen der relativ hohen Energie ihrer Teilchen oder Quanten 

können sie bei der Wechselwirkung mit Materie Hüllelektronen 

herausschlagen und dadurch auf direktem oder 

indirektem Weg geladene Teilchen, Ionen, erzeugen. Wegen 

dieser Wirkung fasst man die Strahlung radioaktiver 

Stoffe und andere Strahlungen mit den gleichen Eigenschaften, 

beispielsweise Röntgenstrahlung, unter dem Sammelbegriff 

ionisierende Strahlung zusammen. Die umgangssprachliche 

Bezeichnung „radioaktive Strahlung" meint nur 

die ionisierende Strahlung, die von radioaktiven Stoffen 

ausgeht. Sie führt leicht zu Missverständnissen: Nicht die 

Strahlung ist radioaktiv, sondern das Nuklid, von dem sie 

ausgeht. 

Die Strahlung geladener Teilchen, wie z. B. Alpha- und Betastrahlung, 

erzeugt Ionen und freie Elektronen in der Materie 

durch direkte Stöße (Stoßionisation). Sie wird auch als 

direkt ionisierende Strahlung bezeichnet. Bei jedem Stoß- 

9

prozess, den man sich wie Stöße von Billardkugeln vorstellen 

kann, verliert das Teilchen etwas Energie bis es schließlich 

in der Materie vollständig abgebremst wird. Die Reichweite 

des Teilchens in der Materie nimmt mit der Energie 

(Geschwindigkeit) des Teilchens zu und ist umso größer, je 

geringer die Dichte der Materie ist. 

Neben der Stoßionisation können geladene Teilchen durch 

die Wechselwirkung mit der positiven Ladung der Atomkerne 

abgebremst und in ihrer Bahn abgelenkt werden. Die 

freiwerdende Energie wird als Photonenstrahlung (Bremsstrahlung) 

abgegeben. Dieser Effekt wird in der Röntgenröhre 

zur Erzeugung der Röntgenstrahlung ausgenutzt, indem 

beschleunigte Elektronen auf eine Metallanode, meist Wolfram, 

geschossen werden. 

Die Gammastrahlung ist eine indirekt ionisierende Strahlung. 

Sie gibt ihre Energie in zwei Stufen an die Materie ab. 

In der ersten Stufe werden einige wenige energiereiche geladene 

Teilchen erzeugt, die dann die Materie weiter ionisieren. 

Die wichtigsten Wechselwirkungen von Photonen mit 

Materie sind der Photoeffekt, der Comptoneffekt und die 

Paarbildung. Eine wichtige Eigenschaft der indirekt ionisierenden 

Strahlung ist, dass sie in ausreichend dicker Materie 

zwar beliebig geschwächt, aber nie vollständig abgeschirmt 

werden kann. 

Beim Photoeffekt gibt ein Photon seine gesamte Energie an 

ein Hüllelektron ab, das Photon verschwindet und die Strahlung 

wird damit abgeschwächt. Das Hüllelektron erhält kinetische 

Energie (Geschwindigkeit), wird aus dem Atom herausgeschlagen 

und ionisiert auf seinem Weg durch die Materie 

weiter Atome (Abb. 1.4). Der Photoeffekt ist der dominierende 

Effekt bei Photonenenergien unterhalb von etwa 

100 keV. 

10

Abb. 1.4 Wechselwirkung von Gammastrahlung mit Materie 

Beim Comptoneffekt gibt das Photon nur einen Teil seiner 

Energie auf ein Hüllelektron ab, das ebenfalls aus dem Atom 

herausgeschlagen wird. Das Photon wird inelastisch gestreut, 

d.h. es fliegt in einer anderen Richtung mit geringerer 

Energie (Frequenz), größerer Wellenlänge, davon. Hiernach 

sind weitere Comptonstreuprozesse möglich, bis das Photon 

durch einen Photoeffekt schließlich verschwindet oder die 

Materie verlässt. 

Als Paarbildungseffekt wird die Bildung eines Elektron- 

Positron-Paars im Feld der Atomkerne bezeichnet. Das Photon 

verschwindet. Zur Bildung des Elektron-Positron-Paares 

werden 1022 keV benötigt. Daher tritt die Paarbildung erst 

bei Photonenenergien oberhalb dieser Schwelle auf. Die 

restliche Energie des ursprünglichen Photons wird in kinetische 

Energie des Elektrons und des Positrons umgewandelt. 

Die Paarbildung ist die dominierende Wechselwirkung 

bei hohen Photonenenergien ab 20 MeV. 

11

Abschirmung 

Alpha-, Beta- und Gammastrahlen unterscheiden sich erheblich 

in ihrer Fähigkeit, Materie zu durchdringen (Abb. 

1.5): 

� Alphastrahlen haben in Luft eine Reichweite von nur wenigen 

Zentimetern, in lebendes Gewebe können sie sogar 

nur einige hundertstel Millimeter eindringen. Bereits ein 

Blatt Papier schirmt Alphastrahlung völlig ab. 

� Betastrahlen können einige Meter Luft durchdringen, in 

lebendem Gewebe haben sie je nach Energie Reichweiten 

von einigen Millimetern bis einigen Zentimetern. Ein 

dickes Buch, eine dicke Plexiglasscheibe oder eine dünne 

Aluminiumplatte schirmen Betastrahlung vollständig 

ab. 

� Gammastrahlen besitzen in Luft sehr große Reichweiten 

und durchdringen – wie Röntgenstrahlung – auch lebendes 

Gewebe leicht. Zur Abschirmung verwendet man dicke 

Schichten aus Materialien mit hoher Dichte (Blei, 

Schwerbeton). Gammastrahlung ist durch entsprechende 

Schichtdicken beliebig stark (bis unter die Nachweisgrenze) 

abzuschwächen, aber nie vollständig abschirmbar. 

Abb. 1.5 Die Abschirmung 

Die verschiedenen Strahlenarten werden durch Materie unterschiedlich 

abgeschirmt. 

12

Analog der Halbwertszeit lassen sich Halbwertsschichtdicken 

angeben. Die Habwertsschichtdicken sind stark von 

der Art und Energie der Strahlung und der Dichte des Abschirmmaterials 

abhängig. Durch eine Abschirmung von einer 

Halbwertsschichtdicke wird die Strahlung auf die Hälfte, 

bei zwei Halbwertsschichtdicken auf ein Viertel geschwächt. 

Die Strahlungsintensität nimmt mit zunehmender Dicke der 

Abschirmung exponentiell ab. Setzt sich die Strahlung aus 

mehreren Anteilen zusammen, z. B. Beta- und Gammastrahlung 

oder Gammastrahlung verschiedener Energien, so 

ist die Abschirmwirkung für jede Komponente mit ihrer individuellen 

Halbwertsschichtdicke separat zu bestimmen. 

1.3 Dosisbegriffe 

Bei der Wechselwirkung von Strahlung mit Materie wird die 

Strahlungsenergie ganz oder teilweise von der Materie aufgenommen 

(absorbiert). Dabei werden in der Materie Ladungsträger 

beiderlei Vorzeichens (positive und negative 

Ionen) erzeugt. Die erzeugte Ladung je Masseeinheit, gemessen 

in Coulomb pro Kilogramm (C/kg), heißt lonendosis 

J. Früher wurde für die lonendosis eine besondere Einheit 

verwendet, das Röntgen (R). 1 R entspricht 0,000258 C/kg 

(in Luft). 

Die pro Masseeinheit absorbierte Energiemenge wird als 

Energiedosis D bezeichnet. Die Einheit der Energiedosis ist 

seit 1978 das Gray (Gy). 1 Gy entspricht einer absorbierten 

Energie von 1 Joule pro Kilogramm (1 J/kg). Bis 1977 war 

die Einheit der Energiedosis das Rad (rd), abgekürzt aus 

„radiation absorbed dose". 100 rd sind 1 Gy. 

Der unterschiedlichen biologischen Wirkung verschiedener 

Strahlenarten und -energien wird in den Empfehlungen der 

internationalen Strahlenschutzkommission (ICRP) /ICR-91/ 

und auch in der deutschen Strahlenschutzverordnung 

(StrlSchV) /STR-01/ mit dem Strahlungs-Wichtungsfaktor wR 

Rechnung getragen (Tabelle 1.1). Die mit wR multiplizierte, 

über ein Organ gemittelte Energiedosis DT,R (T steht für 

tissue, R für radiation) wird als Organdosis HT bezeichnet. 

HT,R = w R · D T,R 

13

Strahlungsart und -energie 

Strahlungs-Wichtungsfaktor 

wR Photonen 

1 

(Gamma- u. Röntgenstrahlung) 

Elektronen und Myonen 

1 

Neutronen (je nach Energie) 

5–20 

Protonen (> 2 MeV) 

5 

Alphateilchen, Spaltfragmente, 

20 

schwere Kerne 

Tab. 1.1 Strahlungs-Wichtungsfaktoren wR (StrlSchV Anlage VI 

Teil C /STR-01/) 

Besteht die Strahlung aus Arten und Energien mit unterschiedlichen 

Strahlungs-Wichtungsfaktoren, so werden zur 

Bestimmung der Organdosis die Beiträge, die durch die einzelnen 

Strahlungsarten und -energien verursacht werden, 

addiert. 

HT = � wR · DT,R Der Strahlungs-Wichtungsfaktor ist dimensionslos. Die Dimension 

der Organdosis (J/kg) entspricht daher der Dimension 

der Energiedosis, man verwendet jedoch für die Organdosis 

eine besondere Bezeichnung, das Sievert (Sv). 

Der tausendste Teil eines Sievert ist das Millisievert (mSv), 

der millionste Teil das Mikrosievert. Falls der Strahlungs- 

Wichtungsfaktor gleich 1 ist, wie für Beta-, Gamma- oder 

Röntgenstrahlung, entspricht ein Sievert einem Gray, für (inkorporierte) 

Alphastrahler entsprechen (nach Tabelle 1.1) im 

Regelfall 20 Sievert einem Gray. 

Von einer Organdosis spricht man, wenn die Strahlenexposition 

eines einzelnen Organs oder Gewebes gesondert betrachtet 

wird, beispielsweise die Exposition der Schilddrüse 

im Falle einer Inkorporation von Radioiod. Die Wirkung einer 

Dosis auf ein Organ hängt von dessen Größe und Empfindlichkeit 

ab, daher sind die Grenzwerte für verschiedene Organe 

oder Gewebe unterschiedlich hoch (Kapitel 5.2). Bei 

der Beschreibung und Bewertung von Strahlenwirkungen 

wird noch eine Reihe weiterer Dosisbegriffe verwendet. Von 

einer Ganzkörperdosis spricht man, wenn der gesamte Körper 

der Strahlenexposition ausgesetzt ist, von einer Teilkör- 

14

perdosis, wenn nur Teile des Körpers betroffen sind. Der 

Überbegriff hierzu ist die Körperdosis. 

Die ICRP-Empfehlungen und das deutsche Strahlenschutzrecht 

verwenden bei der Festlegung von Grenzwerten neben 

der Organdosis die effektive Dosis E. Bei einer gleichmäßigen 

Dosisverteilung über den gesamten Körper sind 

die Werte der Ganzkörperdosis und der effektiven Dosis 

gleich. 

Wenn nur Teile des Körpers oder einzelne Organe exponiert 

sind (Teilkörperexposition), wie z. B. bei Teilkörperdurchleuchtungen 

in der Medizin, sind insgesamt die schädlichen 

Wirkungen einer Strahlenexposition geringer als bei einer 

gleichmäßigen Exposition des gesamten Körpers (Ganzkörperexposition). 

Die effektive Dosis entspricht dann derjenigen 

Ganzkörperdosis, die dasselbe Strahlenrisiko bedingt, 

wie die einzelnen unterschiedlichen Organdosen. Sie ist die 

Summe der durch die Gewebe-Wichtungsfaktoren wT (nach 

Tabelle 1.2) entsprechend dem Strahlenrisiko gewichteten 

Organ- und Gewebedosen. 

E = � wT · HT Gewebe oder Organe 

Gewebe- 

Gewichtungsfaktoren wT 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 

Andere Organe und Gewebe 0,05 

Tab. 1.2 Gewebe-Wichtungsfaktoren wT (StrlSchV Anlage VI 

Teil C /STR-01/) 

15

Die Gewebe-Wichtungsfaktoren sind über die Bevölkerung 

(alle Altersstufen, alle Länder) und beide Geschlechter gemittelte 

Werte. Die effektive Dosis spiegelt nicht die Altersabhängigkeit 

des Strahlenrisikos wider – auch nicht genetische, 

geschlechtsspezifische und andere personenbezogene 

Faktoren, die das individuelle Strahlenrisiko beeinflussen. 

Die effektive Dosis ist deshalb zur Abschätzung des Strahlenrisikos 

einzelner Personen kaum geeignet. 

Da die biologische Wirkung einer Strahlendosis unter anderem 

von der Dosisverteilung im Gewebe, von der zum Teil 

genetisch bedingten Strahlenempfindlichkeit und von der bei 

den einzelnen Lebewesen sehr unterschiedlichen Wirksamkeit 

der Reparatursysteme abhängt (siehe auch Kapitel 2.2), 

gilt die so definierte effektive Dosis nur für den Menschen 

oder für menschliche Organe und Gewebe. Für einzelne 

Zellen, Tiere oder Pflanzen kann die Dosis immer nur als 

Energiedosis in Gray angegeben werden. 

Für das besonders in der Neutronendosimetrie benutzte 

Kerma verwendet man als Einheit in der Regel ebenfalls das 

Gray. Kerma (kinetic energy released in matter) ist definiert 

als die Summe der kinetischen Energien aller in einem bestimmten 

Volumen erzeugten geladenen Teilchen pro Masse 

der Materie in diesem Volumen. 

Ein häufig gebrauchter Dosisbegriff ist die Kollektivdosis. Sie 

ergibt sich aus der Summe aller Einzeldosen eines Kollektivs 

und wird in Personen · Sievert (früher Personen · rem) 

angegeben. Sie ist mit Einschränkungen (es ergibt strahlenbiologisch 

keinen Sinn, winzigste Einzeldosen zu summieren) 

als Maß für das radiologische Gesamtrisiko eines Kollektivs 

verwendbar. 

Eine besonders definierte Dosis ist die genetisch signifikante 

Dosis. Sie stellt den Mittelwert der nach Alter, Geschlecht 

und Kindererwartung gewichteten Keimdrüsendosen eines 

Kollektivs dar und ist damit ein Maß für das genetische Risiko 

dieses Kollektivs. Seit der Einführung des Konzeptes der 

effektiven Dosis – die auch die vererbbaren Schäden berücksichtigt 

(Tabelle 1.2) – wird die genetisch signifikante 

Dosis im Strahlenschutz nicht mehr benutzt. 

16

Bis zum Erscheinen der ICRP-Veröffentlichung Nr. 26 im 

Jahr 1977 /ICR-77/ und der Einführung des Konzepts der effektiven 

Dosis wurde im Strahlenschutz das Konzept des kritischen 

Organs zur Festlegung von Grenzwerten angewendet. 

Wenn mehr als ein Organ oder Gewebe strahlenexponiert 

war, galten diejenigen Organe oder Gewebe als kritische 

Organe, denen aufgrund ihrer Strahlenempfindlichkeit und 

der erhaltenen Dosis für den sich möglicherweise ergebenden 

gesundheitlichen Schaden die größte Bedeutung zukommt. 

Bei einer Ganzkörperexposition wurde der Ganzkörper 

als kritisches Organ betrachtet und die Ganzkörperdosis 

angegeben. 

In der Radioökologie (vgl. Kapitel 4.1) wird der Begriff des 

kritischen Organs auch weiterhin verwendet. Er dient zur 

Charakterisierung desjenigen Organs, dem die größte Bedeutung 

für einen möglichen Gesundheitsschaden zukommt, 

der sich durch Aufnahme eines Radionuklids in den 

Körper aufgrund der Anreicherung des Nuklids in diesem 

Organ, der daraus resultierenden Organdosis sowie der 

Strahlenempfindlichkeit dieses Organs ergibt. 

Die Höhe des Schadens im Körper durch ionisierende Strahlung 

ist bei einer gegebenen Energiedosis nicht nur von der 

Strahlenart und der Strahlenenergie abhängig, eine wichtige 

Rolle spielen auch die räumliche und zeitliche Dosisverteilung. 

Die räumliche Dosisverteilung wird durch das Konzept 

der effektiven Dosis berücksichtig. 

Der Zeitraum, über den eine Dosis verteilt ist, beeinflusst deren 

Wirksamkeit ebenfalls stark. Die gleiche Dosis hat eine 

stärkere Wirkung, wenn sie in kurzer Zeit aufgenommen 

wird als bei Verteilung über einen längeren Zeitraum (Zeitfaktor 

Abb. 1.6). Die Erscheinung ist dadurch erklärbar, dass 

bei zeitlicher Streckung der Dosis auch die Schäden erst 

nacheinander entstehen, der je Zeiteinheit auftretende 

Schaden daher kleiner ist und deshalb auch wirkungsvoller 

repariert werden kann. Der Zeitfaktor ist damit sichtbarer 

Ausdruck der Reparaturfähigkeit lebender Zellen (siehe 

auch Kapitel 2.2). 

17

Abb. 1.6 Der Zeitfaktor 

Gleiche Dosis ist bei Verteilung über einen längeren Zeitraum 

weniger wirksam. 

Die je Zeiteinheit aufgenommene Dosis (den Quotienten aus 

einem Dosisbetrag und dem Zeitraum, über den er gleichmäßig 

einwirkt) bezeichnet man als Dosisleistung. Sie wird 

in der Regel in Gray, Milligray, Sievert oder Millisievert pro 

Minute oder Stunde angegeben. 

Bei sehr langen Zeiträumen (Wochen, Monaten, Jahren) 

spricht man nicht mehr von Dosisleistung, sondern von Wochen-, 

Monats- beziehungsweise Jahresdosis. 

18

Ionen- Durch ionisierende Strahlung pro Massedosiseinheit 

erzeugte Ladung 

Einheit: Coulomb pro Kilogramm (C/kg) 

Energie- Pro Masseeinheit absorbierte Strahlungsdosisenergie 

Einheit: Gray (Gy) Gy = J/kg 

Äquivalent- Auf gleiche biologische Wirkung normierte 

dosis Dosis. Die Energiedosis wird multipliziert mit 

einem Bewertungsfaktor q, der die relative 

biologische Wirksamkeit der verschiedenen 

Strahlenarten berücksichtigt. 

Einheit: Sievert (Sv) 

Effektive Summe aller entsprechend den Organemp- 

Dosis findlichkeiten gewichteten Teilkörperdosen 

Sie repräsentiert das genetische und somatische 

Gesamtrisiko für Strahlenspätschäden. 

Einheit: Sv 

Dosis- Verteilung einer Dosis über einen gegebeleistungnen 

Zeitraum, Dosis pro Zeiteinheit 

Gebräuchliche Einheiten: 

Gy/h, Sv/h 

Genetisch Mittelwert der entsprechend Alter, Ge- 

signifikante schlecht und Kindererwartung gewichteten 

Dosis individuellen Keimdrüsendosen eines Kollektivs 

Einheit: Sv 

Kollektiv- Summe aller Individualdosen eines Kollekdosistivs 

Einheit: PERSONEN · Sv 

Tab. 1.3 Wichtige Dosisbegriffe 

19

1.4 Messgrößen im Strahlenschutz 

Organdosis und effektive Dosis können ausschließlich rechnerisch 

bestimmt werden. Zum Einen können in lebenden 

Personen keine Messgeräte platziert werden, zum Anderen 

wird zur Berechnung die über ein Organ gemittelte Energiedosis 

verwendet. Für die Abschätzung des Risikos einer äußeren 

Strahlenexposition werden im praktischen Strahlenschutz 

die Äquivalentdosis H, bzw. die Äquivalentdosisleistung 

verwendet. Diese Dosisgrößen sind einer direkten 

Messung zugänglich. 

Die Stärke der biologischen Wirkung ionisierender Strahlung 

ist nicht nur von der Energiedosis, sondern auch vom linearen 

Energieübertragungsvermögen (LET) L� (übertragene 

Energie pro Wegeinheit) und damit der lonisationsdichte 

(Zahl der lonisationsereignisse pro Wegeinheit in der Materie) 

sowie der Dosisverteilung im Körper abhängig. Unterschiedliche 

Strahlenarten und Strahlenenergien haben daher 

eine quantitativ unterschiedliche biologische Wirksamkeit. 

Auch die Äquivalentdosis berücksichtigt wie die Organdosis 

die biologische Wirksamkeit der Strahlungsarten. Sie berechnet 

sich aus der Energiedosis durch Multiplikation mit 

dem Qualitätsfaktor Q. Dieser Qualitätsfaktor hat für jede 

Strahlenart und Strahlenenergie einen charakteristischen 

Wert. Strahlung mit hohem L� bezeichnet man auch als 

dicht ionisierend. Sie gibt in Materie ihre Energie auf einem 

sehr kurzen Weg an diese ab (Alphateilchen, Protonen, 

Neutronen) und hat einen hohen Qualitätsfaktor. Gibt die 

Strahlung ihre Energie auf einem sehr langen Weg an die 

„durchstrahlte" Materie ab, nennt man sie locker ionisierend 

(Betateilchen, Positronen, Gamma- und Röntgenstrahlung). 

Sie besitzt einen niedrigen Qualitätsfaktor. Der Qualitätsfaktor 

wird für verschiedene Strahlungsqualitäten so festgelegt, 

dass gleiche Äquivalentdosen verschiedener Strahlungsqualitäten 

unter Strahlenschutzgesichtspunkten gleich bewertet 

werden können. Für Beta- und Gammastrahlung hat der 

Qualitätsfaktor den Wert 1 und ist damit zahlenmäßig gleich 

dem Strahlungs-Wichtungsfaktor wR. Er besitzt wie dieser 

die Dimension 1. Die Einheit der Äquivalentdosis ist ebenfalls 

das Sievert. 

20

Früher wurde für die Äquivalentdosis die Einheit rem (abgekürzt 

aus roentgen equivalent man) verwendet. Für die Umrechnung 

gilt: 1 Sv = 100 rem. Die Einheit rem war in der Öffentlichkeit 

durch die Kernenergiediskussion so geläufig geworden, 

dass sie – ebenso wie die Einheit Röntgen – im Zusammenhang 

mit dem Reaktorunfall von Tschernobyl auch 

noch verwendet wurde, obwohl sie offiziell ab 1.1.1986 nicht 

mehr zulässig war. 

Die Äquivalentdosis kann zum Einen einer Person zugeordnet 

sein, zum Anderen einem Ort. Die Personendosis HP wird z. B. durch das amtliche Dosimeter, in der Regel die 

Filmplakette, bestimmt. Sie misst die Monatsdosis des Trägers 

unabhängig von dessen Aufenthaltsort. Die Ortsdosis 

H * dagegen ist eine ortsfeste Größe. 

Um eine möglichst gute Übereinstimmung der Äquivalentdosis 

mit der Körperdosis zu erzielen wird die Äquivalentdosis 

in 10 mm Gewebetiefe bestimmt (Tiefen-Personendosis 

HP(10) und Umgebungs-Äquivalentdosis H * (10)). Messtechnisch 

bedient man sich hierzu eines Körperphantoms, das in 

seiner Dichte und stofflicher Zusammensetzung menschlichem 

Weichteilgewebe entspricht. Dadurch werden auch 

diejenigen Dosisanteile erfasst, die von im Gewebe gestreuter 

Strahlung hervorgerufen werden. 

Die Umgebungs-Äquivalentdosis H * (10) ist definiert als das 

Produkt der Energiedosis in 10 mm Tiefe einer weichteiläquivalenten 

ICRU-Kugel und dem Qualitätsfaktor Q. Die 

ICRU-Kugel (International Comission on Radiation Units) hat 

einen Durchmesser von 30 cm und die Dichte 1 g/cm 3 . Sie 

besteht aus 76,2 % Sauerstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 10,1 % 

Wasserstoff und 2,6 % Stickstoff (Gewichtsanteile) /ICR-80/. 

Die ICRP weist ausdrücklich darauf hin, dass die empfohlenen 

Werte Q nur für die Anwendung im Strahlenschutz vorgesehen 

sind, dass sie auf der Grundlage relevanter Werte für die relative 

biologische Wirksamkeit ausgewählt wurden und auch noch die 

Tatsache berücksichtigen, dass von der Wirkung hoher Energiedosen 

extrapoliert wurde (siehe hierzu Kapitel 2.4). Die Kommission 

stellt fest, dass die Werte von Q nicht unbedingt repräsentativ 

für die relative biologische Wirksamkeit bei hoher Energiedosis sein 

müssen. Äquivalentdosis und effektive Dosis sollten daher beispielsweise 

nicht für die Ermittlung zu erwartender Frühschäden 

bei Strahlenunfällen verwendet werden (siehe auch Kapitel 2.3 und 

21

2.4). Aus derartigen Gründen wird auch bei der medizinischen Anwendung 

von Beta-, Gamma- oder Röntgenstrahlung die Dosis 

häufig als Energiedosis (in Gray) und nicht als Äquivalentdosis angegeben. 

Da Alpha- bzw. Betastrahlung in lebendem Gewebe je nach 

Energie eine Reichweite von nur einigen Hundertstel Millimetern 

bzw. einigen wenigen Millimetern hat, wird ihr Anteil 

an der effektiven Dosis durch die Messgrößen HP(10) und 

H * (10) nicht erfasst. Daher wird eine weitere Dosisgröße, die 

Oberflächen-Personendosis HP(0,07), verwendet, die als die 

Äquivalentdosis in 0,07 mm Tiefe im Körper an der Tragestelle 

des Personendosimeters definiert ist. 

Die Oberflächendosis ist wegen der geringen Eindringtiefe 

von Alpha- und Betastrahlung stark von der Einfallsrichtung 

der Strahlung abhängig. In der Ortsdosimetrie wird daher die 

Strahlungsrichtung berücksichtig und das Analogon zur 

Oberflächen-Personendosis als Richtungs-Äquivalentdosis 

H’(0,07, �) angegeben (Äquivalentdosis in 0,07 mm Tiefe 

der ICRU-Kugel). Hierbei ist � der Einfallswinkel der Strahlung. 

Moderne Messgeräte zur Dosisleistungsbestimmung sind in 

der Lage, die Äquivalentdosisgrößen H * (10) und H’(0,07) 

anzuzeigen. Ab dem 1.8.2011 sind bei Messungen der Personendosis 

ausschließlich die Größen HP(10) und HP(0,07) 

und in der Ortsdosimetrie die Messgrößen H * (10) und 

H’(0,07, �) zu verwenden. Bis dahin darf daneben noch die 

alte Äquivalentdosisgröße H benutzt werden, die nicht zwischen 

Tiefendosis und Oberflächendosis unterscheidet und 

auch keine Dosisanteile von im Gewebe gestreuter Strahlung 

berücksichtigt. 

Die messbare Äquivalentdosis ist ausschließlich dafür geeignet 

das Risiko einer äußeren Strahlenexposition abzuschätzen. 

Bei einer Inkorporation radioaktiver Stoffe, die zu 

einer inneren Strahlenexposition führen, ist ein anderer Weg 

einzuschlagen. 

Abhängig von der Art der Aufnahme des radioaktiven Stoffes, 

Ingestion, Inhalation oder Kontamination von Wunden, 

sind Dosiskoeffizienten in der „Bekanntmachung der Dosiskoeffizienten 

zur Berechnung der Strahlenexposition“ vom 

23.07.2001 im Bundesanzeiger Nr. 160 a und b /BUA-01/ 

22

veröffentlicht worden. Mit deren Hilfe kann die effektive Dosis 

ausgehend von der inkorporierten Aktivitätsmenge berechnet 

werden. 

Den Dosiskoeffizienten liegen biokinetische Modelle zugrunde. 

Diese beschreiben die Aktivitätsverteilung im 

menschlichen Körper von der Inkorporation der Radionuklide 

über deren Verteilung im Körper und deren Anreicherung 

in spezifischen Organen bis zu ihrer Ausscheidung. Sowohl 

alters-, als auch geschlechtsbedingte Unterschiede sind berücksichtigt. 

Mit den so gewonnenen zeitlichen Aktivitätskonzentrationen 

im Körper können die Organdosen abgeschätzt 

werden. Die verwendeten Modelle sind in etlichen 

Veröffentlichungen der ICRP detailliert beschrieben /ICR-03, 

ICR-75/. 

Die Messgrößen für die innere Strahlenexposition sind damit 

die zugeführten Aktivitäten. Diese können pauschal bestimmt 

werden, wie etwa durch Messung der Aktivitätskonzentration 

in der Raumluft am Arbeitsplatz für eine chronische 

Aktivitätszufuhr, oder individuell über die Ganzkörperaktivität, 

die Aktivitätskonzentration in den Ausscheidungen 

oder im Blut. Bei den letzten beiden Möglichkeiten erhält 

man die inkorporierte Aktivität ebenfalls aus dem kinetischen 

Modell. 

Reichert sich der inkorporierte radioaktive Stoff beinahe voll- 

ständig in einigen wenigen Organen im Körper an, so kann 

die gespeicherte Aktivitätsmenge auch direkt bestimmt 

werden; z. B. wird Iod über längere Zeit nur in der Schilddrüse 

gespeichert. Bei Inkorporation von I-131 lässt sich die 

Schilddrüsenaktivität mit einem NaI-Detektor relativ einfach 

bestimmen, da die Hauptkomponente der Gammastrahlung 

mit 364 keV den Körper beinahe ungeschwächt verlässt. 

(Die Schilddrüse liegt etwa 1 cm unter der Haut). 

23

1.5 Literatur 

Bundesanzeiger (2001). Bekanntmachung der Dosiskoeffizienten 

zur Berechnung der Strahlenexposition vom 

23.07.2001 – Dosiskoeffizienten bei äußerer und innerer 

Strahlenexposition. BAnz (/BUA-01/) 160(a und b). 

International Commission on Radiological Protection (ICRP) 

(1975). Reference Man: Anatomical, Physiological and 

Metabolic Characteristics. ICRP Publication 23 (/ICR-75/). 

Oxford, Pergamon Press. 


(1977). Recommendations of the International Commission 

on Radiological Protection. ICRP Publication 26. Annals of 

the ICRP (/ICR-77/) 1(3). Oxford, Pergamon Press. 

International Commission on Radiation Units and Measurements 

(ICRU) (1980). Radiation quantities and units. ICRU 

Report 33 (/ICR-80/). Bethesda, MD, USA. 


(1991). 1990 Recommendations of the International Commission 

on Radiological Protection. ICRP Publication 60. 

Annals of the ICRP (/ICR-91/) 21(1-3). Oxford, Pergamon 

Press. 


(2003). Basic Anatomical and Physiological Data for Use in 

Radiological Protection: Reference Values. ICRP Publication 

89. Annals of the ICRP (/ICR-03/) 32(3-4). Oxford, Pergamon 

Press. 

Strahlenschutzverordnung (2001). (/STR-01/). 

http://bundesrecht.juris.de/bundesrecht/strlschv_2001/ 

gesamt.pdf. 

24

2. Biologische Grundlagen 

Die in diesem Kapitel besprochenen Sachverhalte entsprechen 

dem sich in den letzten Jahren abzeichnenden Paradigmenwechsel 

in der Strahlenbiologie, vor allem bei kleinen 

Dosen. Bisher wurden Strahlenwirkungen wesentlich als Ergebnis 

von Reaktionen der direkt von Strahleneinfangereignissen 

getroffenen Zellen betrachtet und weniger als Reaktionen 

eines komplexen mulizellulären biologischen Systems, 

was heute in den Vordergrund tritt. Alle wesentlichen 

neuen Forschungsergebnisse werden in diesem Kapitel angesprochen. 

Der Versuch der allgemein verständlichen Darstellung 

der komplexen Materie wird ergänzt durch eine ausführliche 

Bibliographie zur vertieften wissenschaftlichen Dokumentation. 

2.1. Wirkungsweise ionisierender Strahlung 

auf einzelne Zellen 

Zellen als kleinste Funktionseinheiten lebender Körper 

Der menschliche Körper mit seinen Organen, höchst differenzierten 

Strukturen und Funktionen in vielfältigen Variationen, 

welche die Besonderheit jedes einzelnen Individuums 

ausmachen, wird von in Netzwerken kommunizierenden Zellen 

gesteuert. Ein 70 kg schwerer Mensch hat mehrere 

zehntausend Milliarden (10 13 ) Zellen mit vielen verschiedenen 

Aufgaben in den verschiedenen Organen und Geweben. 

Zellen sind die kleinsten Funktionseinheiten des Körpers. 

Ihre Masse liegt im Mittel bei etwa 1 Nanogramm (ng), 

d.h. etwa einem Milliardstel Gramm. Jede solche Zelle umfasst 

etwa 100 Milliarden Moleküle, die wiederum jeweils 

aus wenigen bis zu vielen Tausend Atomen bestehen, und 

zwar zu über 99 % aus Kohlenstoff (C), Wasserstoff (H), 

Sauerstoff (O), Stickstoff (N), Schwefel (S) und Phosphor 

(P). Die etwa eine Milliarde Zellen pro Gramm Organe und 

Gewebe des menschlichen Körpers schwanken in ihrer 

Form und Größe, haben vielfach ein angenähert sphärisches 

Volumen mit einem mittleren Durchmesser von 

12,4 Mikrometer (µm). 

25

Abb. 2.1 zeigt schematisch übersichtlich den hierarchischen 

Aufbau von Organismen, die Stellung von Zellen in ihnen 

und den primären Ort der Wechselwirkung ionisierender 

Strahlen auf der atomaren Ebene. 

26 

Hierarchie der Strukturen Biologischer Systeme 

Ionisierende Strahlen interagieren mit Atomen 

Die Ebenen der Organisation 

Ionisierende 

Strahlen 

Organismus 

Gewebe-Organe 

Zellen 

Moleküle 

Atome 

Feinendegen LE, Neumann RD, 2005 

Abb. 2.1 

Signale benutzen Moleküle, 

die in Zellen produziert werden 

~ 10 9 Zellen / g Gewebe-Organe 

~ 10 11 Moleküle / Zelle 

~ 2 – 10 4 Atome / Molekül 

Leben braucht ~ 30 Elemente 

> 99% sind C; H; O; N, S; P 

Als kleinste Funktionseinheiten des Körpers haben Zellen 

organ- und gewebespezifische Aufgaben. Sie sind jedoch 

prinzipiell alle sehr ähnlich strukturiert, haben fast stets nur 

einen Zellkern, dem Hauptsitz des genetischen Materials, 

der Desoxyribonukleinsäure, DNS. Sowohl im Zellkern wie 

im Zytoplasma der Zelle, d.h. außerhalb des Kernes, befindet 

sich eine Vielzahl von mikroskopischen Strukturen wohl 

gegeneinander meist durch Membrane abgegrenzt. Die 

Bausteine dieser Strukturen, in ihnen und um sie herum sind 

Moleküle, kleine wie sehr große, vielfach Eiweißkörpern, 

Fetten und Kohlehydraten zugeordnet, Substanzen mit 

meist ganz speziellen Eigenschaften und Wirkungen. Etwa 

80 % der Zellmasse ist Wasser. So ist jede Zelle in sich eine 

Art höchst komplex organisiertes und funktionierendes 

“Feuchtbiotop“. Zelluläre Membranen bestehen aus Doppelschichten 

von vernetzten Fettsäuren, den Lipiden. Zellen 

umschließende Membranen bilden Barrieren zum Schutz 

nach außen und innen, mit Mechanismen zum Transport 

von Stoffen, z. B. Nährstoffen und einzelnen Elementen wie

Natrium, Kalium, Calcium, und sie tragen Antennen, so genannte 

Rezeptoren, für von außen kommende Signalmoleküle. 

Im Zellinneren umschließen Membrane besondere Regionen 

für spezielle Funktionen. Hierfür sind sehr individuelle 

„Werkzeug-Moleküle“, so genannte Enzyme, erforderlich. 

Diese sind Eiweißmoleküle in vielen Variationen, die den 

Stoffaufbau, -umbau und -abbau reguliert durchführen. Die 

dazu erforderlichen Signale besorgen wiederum Kaskaden 

von großen und kleinen Molekülen oft mit Hilfe von Membranen. 

Zellen reagieren als Ganzes. Abb. 2.2 zeigt schematisch 

eine Zelle mit ihren funktionsspezifischen Strukturen in 

mikroskopisch kleinen Räumen angeordnet. 

Rezeptoren 

für Bindung von 

Signalmolekülen 

Energie- 

Generator 

(Mitochondrium) 

Transportund 

Jonenkanäle 

Abb. 2.2 

Membranen 

Säugetierzelle 

Zellkern (N) (�x 8 µm � ) 

Strukturen mit 

biologischen 

Konstruktions- 

Werkzeugen 

(Enzyme) 

für Energielieferung, 

Synthese, 

Um- und Abbau 

Sitz des 

genetischen 

Materials 

(DNS) 

Die Zellen des Körpers arbeiten als Bauelemente der Körpergewebe 

und Organe in einem außerordentlich komplexen 

Netz molekularer Signale, welche von Zellen synthetisiert 

werden und einerseits innerhalb der Zellen aktiv sind, 

zum anderen zwischen Zellen in einem gegebenen Organ 

wirken, sowie zwischen Zellen in verschiedenen Organen 

den ganzen Körper beeinflussen können. So werden die 

Funktionen des Gesamtkörpers aufeinander harmonisch 

abgestimmt. Ionisierende Strahlen können in ihrer Wechselwirkung 

mit Atomen und Molekülen durch Veränderung 

der Zellfunktionen somit den ganzen Körper beeinflussen 

(siehe Abb. 2.1). 

27

Mechanismen der Zellschädigung 

Ionisierende Strahlen, ob sie nun von externen Quellen oder 

von im Körper inkorporierten radioaktiven Elementen kommen, 

interagieren im exponierten Organismus mit Atomen, 

regen sie an und verursachen Ionisationen, wodurch atomare 

Hüllenelektronen freigesetzt werden, wie im Kapitel 1 

dargelegt ist. Die negativ geladenen freien Elektronen haben 

je nach Strahlenqualität und Energie auf gewundenen Bahnen 

im biologischen Material unterschiedliche Reichweiten 

in mikroskopischen Dimensionen. Für jede Strahlenart gibt 

es einen Mittelwert der Energie und damit auch eine mittlere 

Reichweite der erzeugten Elektronen. Im Falle von Röntgen- 

und Gamma-Strahlen entsteht pro atomarem Strahleneinfangereignis 

primär ein aus der atomaren Hülle freigesetztes 

Elektron. Dieses hat bei 100 KeV Röntgenstrahlen eine mittlere 

Energie von etwa 6 KeV und reicht im Gewebe im Mittel 

etwa 1 µm weit. Entlang ihren gewundenen Flugbahnen kollidieren 

diese primären Elektronen unregelmäßig wiederum 

mit Atomen und kreieren damit ihrerseits erneut zahlreiche 

atomare Anregungen und Ionisationen, deren Zahl für ein 

etwa 6 KeV Elektron bei etwa 200 liegt. Abb. 2.1.3 zeigt das 

Beispiel eines mit etwa 0.5 mGy Röntgen-bestrahlten Gewebes 

mit Elektronenbahnen (e - ), und dazu ein zusätzlichen 

�-Teilchen (�) aus dem Zerfall zum Beispiel eines radioaktiven 

Polonium oder Radium Atoms. Ob Elektronen oder �- 

Teilchen, die entlang ihrer Flugbahn im Gewebe erzeugten 

Ionisationen stellen Energieabsorptionsereignisse dar, die 

als mikroskopisch mehr oder weniger kompakte „Energiepakete“ 

imponieren. 

28

Abb. 2.3 

Partikelbahnen in exponiertem Gewebe 

Partikel- 

Bahnen 

e - ; � + 

Gewebe 

Zellen 

Matrix 

Normale Hintergrund- 

Strahlung bringt etwa 1-2 Treffer / Zelle / Jahr 

Feinendegen LE, 2005 

e - 

Je größer die Flussdichte von Strahlen, je dichter kommen 

primäre Strahleneinfangereignisse zustande und damit die 

Dichte der daraus resultierenden Energiepakete im Gewebe. 

Mit anderen Worten, je höher die Dosis ionisierender Strahlen 

je zahlreicher sind die Energiepakete pro Volumen des 

exponierten Gewebes. Im Falle der 100 KeV Röntgenstrahlen 

mit den durch sie erzeugten Energiepaketen von etwa 

200 Ionisationen bringt die Absorption der gesamten Energie 

eines solchen Paketes in einer Mikromasse von 1 ng, 

d.h. in etwa einer Zelle, die Dosis von 1 mGy. Dies bedeutet 

auch, dass bei einer Ganzkörperdosis von 1 mGy dieser 

Röntgenstrahlen etwa jede Zelle im Körper im Mittel einmal 

von einem solchen Energiepaket getroffen wird. Wäre die 

Dosis Röntgenstrahlen über ein Jahr verteilt, wie dies bei 

chronischer Ganzkörperexposition vorkommen kann, würde 

jede Zelle des Körpers einmal im Jahr getroffen. Tatsächlich 

ist die natürliche Hintergrundstrahlung etwa in Höhe des 

Meeresspiegels in der hier für Röntgenstrahlen geschilderten 

Größenordnung, so dass man in Annäherung sagen 

kann, dass diese Hintergrundstrahlung für jede Zelle im 

Körper mindestens einmal im Jahr ein Energiepaket von etwa 

6 KeV bringt. Bei einem 70 kg schweren Menschen entspricht 

dies pro Sekunde etwa 2-3 Millionen solcher Zell- 

Treffer im ganzen Körper verteilt. 

� 

29

Die im exponierten Organismus entstehenden Teilchenbahnen 

mit ihren Energiepaketen können zufällig jede Art von 

Gewebe- und Zellstruktur erfassen, wie aus Abb. 2.3 und 

auch Abb. 2.1 schematisch erkennbar ist. Die in den Energiepaketen, 

d.h. entlang der Flugbahn geladener Teilchen, von diesen 

angeregten, bzw. ionisierten Atome bringen sekundär direkt 

molekulare Strukturveränderungen je nach Art des Atoms, seinem 

Platz in einem Molekül, und dem Ausmaß der Störung. Je 

nach Bedeutung des getroffenen Moleküls werden wiederum 

sekundäre Molekülreaktionen ausgelöst und dabei auch Substanzen 

produziert, die für Zellen toxisch sein können. Da Gewebe 

und Zellen zu etwa 80 % aus Wasser bestehen, finden 

entsprechende Anteile der Ionisationen an Wassermolekülen 

statt. Die getroffenen Wassermoleküle wandeln sich sehr rasch 

zum größten Teil in so genannte reaktive Sauerstoff-Verbindungen, 

die auch Sauerstoff-Radikale oder reaktiven Sauerstoff 

tragende Spezies von Molekülen (in englisch: reactive oxygen 

species, ROS), genannt werden. Hier ist in Anwesenheit von 

Sauerstoff in der Zelle die Radikalausbeute höher als in mit 

Sauerstoff schlecht versorgten Zellen. Die durch Strahlen induzierten 

ROS sind überwiegend identisch oder sehr ähnlich solchen 

ROS, die normalerweise in Sauerstoff nutzenden Zellen 

endogen durch eine Reihe biochemischer Reaktionen in verschiedenen 

Zellräumen und in großer Zahl insbesondere in den 

Mitochondrien ständig gebildet werden, von wo ein relativ kleiner 

Teil auch in die Gesamtzelle gelangt. Während endogene 

ROS durchweg in bestimmten zellulären Räumen entstehen, 

sind die durch Strahlen induzierten ROS entlang der Teilchenbahnen 

mit diesen rein zufällig verteilt ohne Rücksicht auf spezielle 

zelluläre Räume. Generell haben ROS ungeachtet ihrer 

Entstehung eine sehr kurze Lebensdauer, können aber über 

unmittelbar sekundäre molekulare Reaktionsprodukte nicht nur 

über Stunden sondern auch über größere Entfernungen in den 

Zellen wirksam sein. So sind ROS einerseits generell, ob sie 

durch Strahlen induziert sind oder endogen entstehen, potentiell 

toxisch durch ihre Bildung sekundärer molekularer Strukturveränderungen 

mit womöglich Kaskaden von sekundären biochemischen 

Reaktionen, wo immer sich dazu die Gelegenheit bietet. 

So sind erwartungsgemäß mit Sauerstoff wohl versorgte 

Zellen generell strahlensensibler als solche, deren Sauerstoffkonzentration 

gering ist, wie bei vielen Tumorzellen. Andererseits 

haben vor allem in normalen Zellen plötzliche geringe Änderungen 

von lokalen ROS-Konzentrationen auch Signalwir- 

30

kung und können biochemische Stressreaktionen mit biopositiven 

Wirkungen hervorrufen. 

So interagieren ionisierende Strahlen mit zellulären Molekülen 

und Strukturen einmal direkt über atomare Ionisationen und indirekt 

über die Wirkung der von ihnen erzeugten ROS. Je höher 

der LET Wert, je geringer wird die Bedeutung der indirekten Effekte 

von Seiten der ROS. Insgesamt haben geladene Teilchen 

mit einem hohen LET Wert, wie �-Teilchen aus einem zerfallenden 

Atom, eine größere biologische Wirksamkeit als solche 

mit niedrigen LET Werten, wie Elektronen im Röntgen- oder 

Gammastrahlenfeld, und zwar je nach der Empfindlichkeit der 

Zellteile, die getroffen werden. Die als „Relative Biologische 

Wirksamkeit“ (RBW) bekannte Größe ist der Quotient von zwei 

Dosen unterschiedlicher Strahlenarten, die den gleichen Effekt 

herbei führen, wobei die als Vergleichstandard dienende Dosis 

(Dstd), meist von Röntgen- oder Gammastrahlen, im Zähler des 

Quotienten steht und die Dosis der zu prüfenden Strahlen im 

Nenner. So ist für einen definierten biologischen Effekt die RBW 

= Dstd./ Dx. RBW Werte schwanken und zwar je nach Höhe der 

Dosis, mit dem gemessenen Effekt, und mit der Art der Zellen 

und Gewebe, wobei zum Beispiel der RBW Wert für �-Teilchen 

gegen Röntgenstrahlen durchaus über 10 und nicht selten eher 

bei 20 liegen kann. 

Strahlenempfindliche Teile der Zelle 

Die zum einen direkten und zum anderen über ROS indirekten 

Wirkungen ionisierender Strahlen auf zelluläre Moleküle 

und Strukturen haben auf lebenswichtige Funktionen je nach 

ihrer Bedeutung für die betroffenen Zellen unterschiedliche 

Konsequenzen. Alle solche Substrate und biochemischen 

Verbindungen, die in vielen Kopien in der Zelle vorliegen 

und agieren, sind für Zellfunktionen offensichtlich weniger 

störanfällig, als solche Verbindungen, die solitär sind bzw. in 

nur wenigen Duplikaten aktiv sind. Zu den letzteren gehört 

vor allem das genetische Material, die DNS, welche zu über 

90 % im Zellkern lokalisiert ist. Darüber hinaus erscheint es 

nicht überraschend, dass auch die zellulären Membranen 

als zelluläre Schutzwälle mit Transportfunktionen und als 

Träger von wichtigen Enzymen (siehe Abb. 2.1) relativ sensitiv 

und damit im Vergleich zu anderen zellulären Strukturkomponenten 

erhöht strahlenempfindlich sind. Zu den sensi- 

31

tiven Strukturen werden auch verschiedene, für die Zellstruktur 

und interne Signalgebung spezielle Einweißstrukturen 

gerechnet, wie die kleinen Fibern, Fibrillen. Da alle Komponenten 

einer Zelle in komplexen Signalnetzen miteinander 

verbunden sind, bedeutet ein auch kleiner lokaler Strahlenschaden 

in der Zelle immer auch eine gesamtzellulär wirksame 

Funktionsbeeinträchtigung, auch wenn sie nur sehr 

kurz sein sollte. 

Die durch ionisierende Strahlen bedingten primären DNS- 

Schäden sind in Abb. 2.4 für den Fall einer Röntgenbestrahlung 

schematisch zusammengefasst. Die beiden Stränge der DNS 

werden durch komplementäre Basenpaare zusammengehalten, 

wobei jeweils ein Thymin mit einem Adenin und ein Cytosin mit 

einem Guanin gekoppelt ist. Schäden treten an diesen Basen 

wie auch in den Strängen bildenden Desoxyribose- und Phosphatmolekülen 

auf. Die primären Schäden sind prinzipiell häufig 

aber nicht immer qualitativ ähnlich denjenigen DNS-Schäden, 

die von den ROS des normalen Zellstoffwechsels, d.h. von endogenen 

ROS, kommen. Besonders bedrohlich erscheinen die 

durch Strahlen induzierten DNS-Doppelstrangbrüche (DSB). 

Wie Abb. 2.4 zeigt, ist das Verhältnis der Zahl von Gesamtschäden 

der DNS zur Zahl von DSB in Folge von Röntgenbestrahlung 

etwa 50: 1. 

32 

+ 

Strahleneffekte in der DNS 

e- Indirekte Effekte 

von Radikalen (~ 80 %) 

H 

O OH 

(~ 20 %) 

• 

H 

Direkte Effekte 

�� 

�� 

�� 

�� 

Abb. 2.4 

Röntgen- 

Strahlen 

Basenverlust 

Basenänderung 

(~10 / 0.01 Gy) 

Einzelstrangbrüche 

ESB (~ 10 / 0.01 Gy) 

Doppelstrangbrüche 

DSB (~ 0.4 / 0.01 Gy) 

Quervernetzungen 

(~ 1-2 / 0.01 Gy)

Bei endogener Verursachung hauptsächlich durch ROS liegt 

dieser Quotient nach Berechnungen und Messungen bei etwa 

10 7 : 1. Dies bedeutet, dass ionisierende Strahlen pro DNS- 

Schaden etwa hundert tausend Mal effizienter DSB erzeugen 

als dies Radikale von Seiten des Zellstoffwechsels tun. Jedoch 

entstehen bei der enormen Zahl von endogen entstehenden 

DNS-Schäden, die auf eine Million pro Zelle pro Tag geschätzt 

werden, auch DSB-Schäden mit zum Teil ähnlichen biochemischen 

Strukturen wie nach Bestrahlung. Dennoch erscheinen 

die biochemischen Strukturen der durch Strahlen induzierten 

DSB je nach Strahlenart zu einem hohen Anteil deutlich komplexer 

zu sein als die von endogenen ROS verursachten DSB. 

Man schätzt, dass pro Zelle pro Tag im Mittel tausend Mal mehr 

DSB von endogenen ROS als von normaler Hintergrundstrahlung 

stammen. 

Die Komplexität von Zellstrukturen und Funktionen lässt verständlich 

erscheinen, dass Zellen in ihren Phasen zwischen 

zwei Zellteilungen unterschiedlich strahlenempfindlich sind. Insbesondere 

ist die Phase zwischen der Reproduktion des DNS, 

die so genannte DNS-Synthese Phase, und die anschließende 

Phase bis zur darauf folgenden Zellteilung, Mitose, und die Mitose 

selbst besonders strahlensensitiv. Auch während der DNS- 

Synthese Phase durchlaufen Zellen unterschiedliche Perioden 

der Strahlenempfindlichkeit, die zum Teil mit der Zellkapazität 

zur DNS-Reparatur und deren Ablauf korreliert ist. Generell relativ 

strahlenresistent ist die Zykluszeit zwischen der Mitose und 

der darauf folgenden Phase der DNS-Synthese. Diese Umstände 

sind vor allem auch für die klinische Tumortherapie wichtig. 

Reparatur von Strahlenschäden in der Zelle 

Um die schon oben erwähnte, enorme Zahl der unterschiedlichen, 

endogen entstehenden DNS-Schäden unter Kontrolle zu 

halten, verfügen Zellen über feinst abgestimmte Reparaturmechanismen. 

Diese haben sich im Laufe der Evolution wesentlich 

in Anpassung an die endogenen Schäden entwickelt und sprechen 

nahezu immer auch auf durch ionisierende Strahlen verursachte 

Schäden an. Die DNS-Reparatur wird genetisch gesteuert 

und involviert weit über hundert bisher bekannte Gene. Für 

jede der bekannten DNS-Schäden stehen in der Zelle Enzyme 

bereit, welche sehr spezialisierte Aufgaben haben, wie zum 

33

Beispiel für die Entfernung geschädigter DNS-Bausteine, d. h. 

von geschädigten Basen, für Neusynthese von DNS-Stücken 

an bestehenden komplementären DNS-Einzelketten, für das 

Aneinanderfügen von DNS-Bruchenden, je nach der Komplexität 

des DNS-Schadens. Während die Reparatur von Basenschäden 

und Einzelstrangbrüchen schnell abläuft mit Halbwertszeiten 

von 5 Minuten bis zu 1 Stunde und einem Mittelwert 

von etwa 25 Minuten nach der Schädigung, dauert die Reparatur 

von Doppelstrangbrüchen länger mit Halbwertszeiten von 

etwa 30 Minuten bis zu mehreren Stunden. Je komplexer die 

DSB sind, um so länger dauert die Reparatur, wenn sie überhaupt 

von der Zelle durchgeführt werden kann. Bei vorliegenden 

genetischen Defekten an Reparaturenzymen kann die Zelle 

DNS nur teilweise reparieren. Abb. 2.5 zeigt DNS-Reparaturen 

in bestrahlten Lymphozyten unterschiedlicher Personen, wobei 

„AT-Patient“ eine Person mit der Erkrankung Ataxia Telangiectasia 

identifiziert, bei der DNS-Reparaturenzyme teilweise fehlen. 

Die Wahrscheinlichkeit von Fehlern bei der DNS-Synthese, d. h. 

Verdopplung, vor jeder Zellteilung ist bei Normalpersonen außerordentlich 

gering; aber nicht vernachlässigbar. Dieser Fehler 

beträgt etwa10 -10 pro Basenpaar in der DNS. Bei der DNS- 

Reparatur ist die Fehlerwahrscheinlichkeit höher und falsch reparierte 

DNS-Schäden geben Anlass zu genetischen Mutationen. 

Man rechnet bei Normalpersonen mit etwa einer Mutation 

pro Zelle pro Tag allein als Resultat der von endogenen ROS 

schließlich dauerhaft bleibenden DNS-Veränderungen in überlebenden 

Zellen. Diese Mutationen sind wesentlich verantwortlich 

für zelluläres Altern und damit auch für das Altern des Organismus. 

Die spontane Krebshäufigkeit in der Bevölkerung 

wird hauptsächlich auf Fehler der DNS-Reparatur nach endogener 

Schädigung und das Versagen anderer Abwehrmechanismen 

zurück geführt, wie unten ausführlicher besprochen 

wird. 

34

Re siduale DNS Schäden (%) 

0 25 50 75 100 

DNS Reparatur 

in Lymphozyten (L) in Kultur 

0 30 60 90 120 150 180 

Reparaturzeit (Minuten) 

Müller WU et al., 2001 

Abb. 2.5 

Unterschiedliche Strahlenempfindlichkeiten im Körper 

Je nach Zellart und -stoffwechsel kann die DNS-Reparaturkapazität 

unterschiedlich sein. Sie unterliegt, wie bereits erwähnt, wie 

andere zelluläre Prozesse genetischer Steuerung. Generell zeigen 

die Lymphozyten und die unreifen Zellen, wie die Stammzellen 

zahlreicher Gewebe mit hohem Zellumsatz, eine höhere 

Strahlenempfindlichkeit als reifende Zellen, und diese wiederum 

sind strahlenempfindlicher als ausgereifte Zellen, wie sie z. B. 

im zirkulierenden Blut, der Haut oder Schleimhaut des Magen- 

Darmkanals anzutreffen sind. Abb. 2.6 gibt eine Auflistung von 

Zellen und Geweben, die nach ihrer Strahlenempfindlichkeit geordnet 

sind. 

Strahlenempfindlichkeit von Zellen und 

Geweben 

Abb. 2.6 

Lymphozyten, Stammzellen 

Spermatogonien 

Blutbildendes Knochenmark 

Intestinale Epithelzellen 

Haut 

Nervenzellen 

Muskelzellen 

Knochen 

Bindegewebe 

hypersensible 

L 

AT-Patient 

sensible L 

resistente L 

Hoch 

Niedrig 

35

Man kann die Strahlenempfindlichkeit von Zellen auf verschiedene 

Weise messen. Die konventionell am meisten angewandte 

Art ist die Bestimmung derjenigen Dosis, welche die überlebende 

Fraktion der bestrahlten Zellen auf 50 % oder 37 % reduziert. 

Diese „Letal-Dosen“ (LD50 oder LD37). werden konventionell 

meist über die Erstellung von Dosis-Effekt-Kurven gefunden. 

Diese geben den Anteil der überlebenden Zellen als Funktion 

der jeweils eingestrahlten Dosen von 0 bis zu mehreren Gy 

an. Bei solchen Kurven wird der Anteil der überlebenden Zellen 

logarithmisch auf der Ordinate (Y-Achse) ausgedrückt. So kann 

man direkt die Wahrscheinlichkeit der Zelltötung pro Dosis- 

Einheit auf der Abszisse (X-Achse) ablesen. Relativ strahlenresistente 

Zellen haben pro Dosis-Einheit bei kleinen Dosen nur 

eine geringere Wahrscheinlichkeit abzusterben, als pro Dosis- 

Einheit bei hohen Dosen. Die Kurve hat bei kleinen Dosen zunächst 

einen mehr oder weniger flachen Verlauf. Die Wahrscheinlichkeit 

des Zelltodes pro Dosis-Einheit erhöht sich mit 

steigender Dosis bis zu einem Dosiswert, über den hinaus die 

Wahrscheinlichkeit des Zelltodes pro Dosis-Einheit konstant 

bleibt, das heißt, die Kurve beginnt nun eine gerade Linie zu 

werden. Die sehr strahlenempfindlichen Zellen zeigen diese Linearität 

schon bei kleinen Dosen. Der im linearen Verlauf der 

Kurve gemessene Wert der LD37 wird auch als D0 bezeichnet. Sie 

gibt die Dosis an, welche im Mittel mit der Wahrscheinlichkeit 1 

eine Zelle tötet. Diese wichtige Dosis D0 wird erst messbar, 

wenn die bei kleinen Dosen aktiven Schutz- und Reparaturkapazitäten 

der Zellen erschöpft sind. 

Bei tödlicher Bestrahlung ist zumeist eine verbleibend 

schwere DNS-Schädigung die Ursache. Bei relativ geringeren 

verbleibenden DNS-Schäden überleben die Zellen und 

tragen damit eine vom Ausmaß der Schädigung abhängende 

Wahrscheinlichkeit, bleibende Mutationen weiterzugeben 

und je nach Art der Zelle und ihrer Veränderungen nach 

Jahren unter Umständen eine Krebserkrankung zu verursachen. 

Mehr dazu wird weiter unten besprochen. 

Genom-Instabilität; Apoptose 

Über unmittelbar von der Bestrahlung herrührende Mutationen 

können Zellen bei einem bestimmten Grad der DNS-Schädigung 

solche Nachkommen bringen, die über viele Zellgenera- 

36

tionen hinweg häufiger als normale Zellen von äußeren und inneren 

Zellgiften betroffen Gen-Änderungen mit Mutationsanhäufungen 

zeigen. Solch befallene Zellen tragen dann das, was 

man eine Genom-Instabilität nennt, welche auch zur Krebsauslösung 

durch die befallenen Zellen beitragen kann. Es ist wahrscheinlich, 

dass für die Induktion einer Genom-Instabilität eine 

zelluläre Dosis von etwa 0.1 Gy, hier bei niedrigem LET, erforderlich 

ist. 

Eine weitere zelluläre Reaktion auf bereits relativ kleine Dosen 

von weniger als 0.1 Gy ist der signalinduzierte Zelltod, die so 

genannte Apoptose. Die Wahrscheinlichkeit der durch Strahlen 

induzierten Apoptose kann bei entsprechend vorgeschädigten 

bzw. empfindlichen Zellen dosisabhängig ansteigen. Apoptose 

erleiden auch physiologisch solche Zellen, die in Folge von genetisch 

programmierten lokalen Gewebeentwicklungen überflüssig 

werden. Die durch Strahlen, insbesondere bei kleinen 

Dosen auch von Seiten normaler Hintergrundstrahlung, induzierte 

Apoptose von bereits DNS-Schäden tragenden Zellen 

wird als biopositiver Effekt der Schadensbeseitigung angesehen. 

So wird auf Grund ihrer zentralen Rolle den strahlenbedingten 

DNS-Schäden mit ihren Konsequenzen eine besondere Aufmerksamkeit 

in der bio-medizinischen Grundlagenforschung zuteil. 

Je besser die DNS-Reparatur in einer Zelle, je höher ist ihre 

Strahlenresistenz und je geringer sind die verbleibenden Schäden, 

mit denen der Gesamtorganismus soweit wie möglich zur 

Erhaltung seiner Lebensfähigkeit fertig zu werden hat. 

Akute und chronische Bestrahlung 

Die bisher besprochenen Effekte ionisierender Strahlen und biologischen 

Reaktionen betrafen die Folgen von akuter Strahlenexposition, 

d.h. von Bestrahlung über eine sehr kurze Zeit im 

Sekunden- bis Minutenbereich. Zusätzliche Umstände müssen 

berücksichtigt werden, wenn eine Strahlenexposition über einen 

längeren Zeitraum anhält, entweder in einem dauernd bestehenden 

Strahlenfeld, z. B. bei der natürlichen Hintergrundstrahlung, 

oder über bestimmte Zeiten an einem Arbeitsplatz mit kontinuierlicher 

Strahlenbelastung, oder bei kurzzeitig wiederholten 

Expositionen in Abständen von Minuten bis Stunden, wie z. B. 

37

in einer Strahlenklinik bei nicht sorgfältiger Abschirmung des involvierten 

Personals. 

Die oben besprochenen Gegebenheiten bei durch Strahlen induzierter 

zellulärer Schädigung erläutern, dass Strahleneinwirkung 

stets über die Strahleneinfangereignisse abläuft, die mikroskopisch 

kleine Energiepakete entlang von geladenen Teilchen 

deponieren, wie von Elektronen oder Alpha-Teilchen in Abb. 3 

zu sehen ist. Wird eine bestimmte Dosis über einen längeren 

Zeitraum absorbiert, treten somit die individuellen Energiepakete 

über die gesamte Expositionszeit verstreut auf, wodurch sich 

die einzelnen Treffer dosisabhängig unterschiedlich häufig in einem 

bestimmten mikroskopischen Gewebeteil, wie in einzelnen 

Zellen, ereignen. Der zeitliche Abstand zwischen zwei aufeinander 

folgenden Treffern von Energiepaketen in einem definierten 

Gewebeteil, wie im Bereiche einzelner Zellen, bestimmt die 

Zeit, welche eine Zelle zur vollen Reparatur oder Wiederherstellung 

ihres Funktionsgleichgewichtes zur Verfügung hat. Ist der 

zeitliche Abstand zwischen zwei aufeinander folgenden Treffern 

kürzer als eine Zelle zur optimalen Reparatur und Wiederherstellung 

ihrer Funktion braucht, kann die Initialstörung oder 

Schädigung durch den zweiten Treffer erheblich verstärkt werden. 

Ist andererseits der zeitliche Abstand zwischen zwei aufeinander 

folgenden Treffern größer als die optimale Reparaturund 

Wiederherstellungszeit, kann die Reparaturkapazität der 

Zellen voll genutzt werden. Hiernach verbleibende Schäden akkumulieren 

im Laufe der Zeit in langlebigen Zellen und deren 

Nachkommen. 

Wie oben bereits angedeutet, bringt eine Exposition mit 100 KeV 

Röntgenstrahlen bei einer Dosis von 1 mGy etwa ein Energiepaket 

von im Mittel 6 KeV pro ng exponierten Gewebes, d.h. 

etwa pro Zelle. Wird die Dosis über ein Jahr hinweg kontinuierlich 

dem Ganzkörper verabreicht, wird im Mittel jede Zelle im 

Körper in diesem Jahr einmal mit 1 mGy bestrahlt: So erhält hier 

an jedem Tag eine von annähernd 365 Zellen eine Dosis von 

zirka 1 mGy. Dieses Szenario entspricht in etwa dem der Exposition 

bei einer niedrigen natürlichen Hintergrundstrahlung. Im 

Hinblick auf die Signalvernetzung der Zellen und Gewebe lokal 

wie im ganzen Organismus sind bei der chronischen Strahlenbelastung 

die pro Zeit auftretenden Häufigkeiten von Strahleneinfangereignissen 

mit ihren Energiepaketen in Zellen, bzw. 

Gruppen von Zellen im Gewebe, sowohl hinsichtlich der DNS- 

38

Schäden, als auch deren Reparatur, und der Induktion von 

adaptiven Reaktionen zu berücksichtigen. In diesem Zusammenhang 

ist speziell der Bystander Effekt wichtig, wie unten in 

Abschnitt 2.2 weiter besprochen wird. 

Biologische Dosimetrie 

Schwere und bleibende DNS-Schäden können zu Strukturänderungen 

von Chromosomen führen. Diese sind bei Zellteilungen 

leicht beobachtbar. Die relative Häufigkeit von Chromosomenschäden 

zum Beispiel in speziellen, zirkulierenden weißen Blutzellen, 

den Lymphozyten, können mit verschiedenen Methoden 

erkannt werden. Neben den rein strukturell schon direkt im Mikroskop 

sichtbaren groben Veränderungen, d.h. Aberrationen, 

werden auch einzelne Abschnitte von Chromosomen und deren 

Verschiebungen innerhalb oder zwischen Chromosomen durch 

moderne Methoden der Färbung deutlich. Abb. 2.7 zeigt einen 

zellulären Satz von Chromosomen, die zum Teil durch Bestrahlung 

verändert worden sind. 

Abb. 2.7 

Chromosomen-Aberrationen (CA) 

nach Bestrahlung menschlicher Lymphozyten 

Ringförmige CA Dizentrische CA; Fragment-CA 

Hall E, 2000 

Die Häufigkeit von DNS-Schäden wie auch von Chromosomenveränderungen 

in bestrahlten Zellen ist je nach Strahlenart mit 

dem Ausmaß einer Strahlenexposition, d.h. der absorbierten 

Strahlendosis, korreliert, wie dies schematisch die Abb. 2.8 

zeigt. Daher können sowohl bleibende DNS-Schäden wie auch 

die verschiedenen Chromosomenveränderungen zur biologi- 

39

schen Dosimetrie herangezogen werden. Ganzkörperbestrahlungen 

bis herunter zu Dosen um 0,1 Gy sind auf diese Weise 

im exponierten Körper zum Beispiel nach einem Unfall relativ 

genau bestimmbar. 

Lymphozyten mit Chromosomenaberrationen, wie sie in Abb. 

2.7 zu sehen sind, haben nur eine beschränkte Lebensdauer 

und verschwinden je nach Typ innerhalb von Wochen bis Monaten 

aus dem peripheren Blut. Deswegen sollte die Zeit nach der 

Strahlenexposition bei der Auswertung der Daten Berücksichtigung 

finden. Biologische Dosimetrie dieser Art sollte so früh wie 

möglich nach einem Strahlenunfall angewandt werden. Bei Teilkörperbestrahlungen 

verlangt die biologische Dosimetrie über 

die Auswertung von Chromosomenaberrationen in Lymphozyten 

zusätzliche Rücksicht auf die Tatsache, dass die beobachteten 

Lymphozyten während der Exposition im ganzen Körper zirkulierten. 

Die Häufigkeit von DNS-Schäden 

wie auch Chromosomen-Aberrationen 

in bestrahlten Zellen 

steigt progressiv mit der Strahlendosis 

Abb. 2.8 

40 

DNS-Schaden 

Absorbierte Dosis 

2. 2. Wirkungsweise ionisierender Strahlung auf 

vielzellige Organismen 

Wie schon einzelne Zellen außerordentlich komplexe Systeme 

sind, in welchen alle Elemente mit ihren direkten und 

indirekten Wechselwirkungen von zahlreichen lokalen strukturellen 

und biochemischen Faktoren beeinflusst werden 

und die Zelle als ganzes reagieren lassen, muss auch auf 

der Ebene der Gewebe und Organe das Gesamtsystem mit 

seinen Vernetzungen von Zellen in lebenswichtigen Struktu-

en und Funktionen berücksichtigt werden. Auch in diesem 

Zusammenhang sind Strahlenwirkungen dosis- und zeitabhängig 

zu betrachten, wie bereits oben erwähnt wurde. Sowohl 

die so genannten Bystander Effekte, die meist lokal im 

Gewebe berücksichtigt werden, als auch entferntere Einwirkungen 

auf das Funktionsgleichgewicht des Gesamtsystems 

können bedeutsam sein. Funktionsgleichgewicht, auch als 

Homöostase bezeichnet, besteht innerhalb von Zellen, zwischen 

den Zellen und den verschiedenen Geweben und Organen 

des Körpers und wird über die zwischen diesen allen 

wirkenden Signalvernetzungen aufrecht erhalten. Die vielfältigen 

hier involvierten biochemischen Mechanismen sind wie 

alle Zellfunktionen letztlich unter genetischer Kontrolle und 

hängen auch vom individuellen Alter, von der Lebensweise 

und von Umwelteinflüssen ab. 

Bystander Effekte 

Im Laufe des letzten Jahrzehntes haben zahlreiche Experimente 

deutlich gemacht, dass bestrahlte Zellen im Verband 

mit anderen Zellen entweder in Kultur oder auch im intakten 

Organismus kurz nach Bestrahlung, innerhalb von Stunden, 

Substanzen ausscheiden können, die nicht-bestrahlte Zellen 

in der Nachbarschaft der bestrahlten Zellen beeinflussen 

können. Bei diesen Vorgängen spielen direkte Zellkontakte 

sowie auch außerhalb der Zellen diffundierende Substanzen 

eine Rolle, deren chemisch-biochemische Natur gegenwärtig 

intensiv erforscht wird. Diese in nicht-bestrahlten Zellen 

erscheinenden aber von bestrahlten Zellen ausgelösten Wirkungen 

werden Bystander Effekte genannt. Abb. 2.9 zeigt 

schematisch die von einer bestrahlten Zelle ausgelösten 

Wirkungsrichtungen. 

Bei der Auswertung von Verteilung und Häufigkeit von DNS- 

Schäden und Zelltod in Kulturen, in denen einzelne Zellen 

gezielt mit unterschiedlichen Dosen bestrahlt wurden, zeigte 

sich, dass Bystander Effekte bei kleinen Dosen von etwa 

1 mGy kaum erkennbar sind, danach ansteigen bis zu einem 

Plateau der Wirkung bei etwa 0.1-0.2 Gy. Bei �-Strahlen 

wurde das Wirkungsplateau bei etwa 2 Teilchen in der 

den Effekt auslösenden Zelle erreicht. Solche Bystander Effekte 

sind nicht nur in der Lage, in nicht bestrahlten Zellen 

41

DNS-Schäden inklusive DSB zu verursachen, sondern auch, 

wie weiter unten besprochen, biopositive Wirkungen. In diesem 

Zusammenhang ist ein besonderer Bystander Effekt zu 

sehen, der in nicht bestrahlten Nachbarzellen bestimmte 

Signale induziert, welche dann durch Rückwirkung in einem 

zweiten Schritt die bestrahlte Zelle zum Selbstmord, d.h. zur 

Apoptose, bringt. Dadurch wird die primär geschädigte Zelle 

als Schadensträger aus dem Gewebe eliminiert. 

Es ergibt sich somit, dass in einem Organismus, in dem auf 

Grund einer sehr kleinen Dosis nur einzelne Zellen ein 

Strahleneinfangereignis mit einem Energiepaket erleiden, 

die Zahl der auf dieses Ereignis reagierenden Zellen größer 

als die Zahl der getroffenen Zellen ist. Daher wird auch diskutiert, 

ob einerseits die Wahrscheinlichkeiten einer Krebserkrankung 

und das Ausmaß anderer zellulärer Reaktionen 

im so bestrahlten Organismus bei kleinen Dosen größer sind 

als auf der Basis einer linearen Dosis-Risiko Beziehung erwartet 

würde. Da diese Verhältnisse für den Strahlenschutz 

von großer Bedeutung sind, wird auf diesem Gebiet gegenwärtig 

intensiv geforscht. Wie weiter unten ausgeführt ist, 

erscheint es unwahrscheinlich, dass der Bystander Effekt 

bei sehr kleinen Dosen über Vervielfachung von DNS- 

Schäden im Gewebe nennenswert zu einer Erhöhung der 

Krebswahrscheinlichkeit beiträgt. 

42 

Signale zwischen Zellen in Matrix und Gewebe 

Getroffene 

Zelle 

Gewebe 

Zellen 

Abb. 2.9 


= Bystander Effekte 

Zellverbindung 

Matrix

Strahleninduzierte Störungen des biologischen Gleichgewichtes, 

adaptive Reaktionen 

Die von ionisierenden Strahlen erzeugten primären 

Interaktionen mit Atomen entlang der Teilchenflugbahnen 

mit ihren direkten und indirekten Wirkungen auf Moleküle 

können je nach Art und Ausmaß sekundär auf Strukturen 

und die mit ihnen gegebenen Funktionen auf den 

verschiedenen Organisationsebenen des Körpers einwirken. 

Diese dosisabhängigen Beeinflussungen und deren zeitliche 

Abfolge werden wesentlich durch den hierarchischen Aufbau 

des Körpers bestimmt. 

Innerhalb der einzelnen biologischen Organisationsebenen 

sowie zwischen diesen Strukturen werden alle lebenswichtigen 

Funktionen, die das strukturelle Zusammenwirken des 

Organismus garantieren, in einem äußerst komplexen Signalnetz 

miteinander koordiniert und aufeinander abgestimmt, 

um die Homöostase aufrecht zu erhalten. Das für 

Homöostase nötige Signalnetz arbeitet, wie bereits oben 

resümiert, innerhalb von Zellen, zwischen Zellen und Matrix, 

d. h. extrazellulären Gewebestrukturen eines Organes, und 

zwischen Zellen verschiedener Organe und Gewebe. Alle 

Signale erfassen schließlich Zellen, welche die besonderen 

Funktionen eines Organs und Gewebes bestimmen. Die 

Abb. 2.10 veranschaulicht schematisch die wesentlichen 

drei Signalschleifen in einem Körper. 

Abb. 2.10 

Signalnetze in biologischen Systemen 

Sie antworten auf Störungen 

der Homöostase, je nach 

Organe 

Spezies, Zelltyp und 

Stoffwechsel 

Gewebe 

Neuro-Hormonale 

Zellen 

Signale 

Interzelluläre 

+ Matrix Signale 

Intrazelluläre 

Signale 

Stress 

Zelluläre Moleküle 

antworten 

Ausmass der Störung 

Adaptiver Schutz Schaden 


43

Jede Einwirkung auf die verschiedenen, übergreifenden Signalschleifen, 

ob durch äußere oder innere Reizfaktoren, 

führt zu Reaktionen innerhalb der Signalnetze mit dem Ziel 

der Aufrechterhaltung bzw. Wiederherstellung der Homöostase 

der aufeinander abgestimmten Funktionen des Gesamtkörpers 

sowie seiner Teile. Bei geringfügigen lokalen 

oder weitreichenden Störungen des Systems wie bei Stress 

wird Homöostase in den betroffenen Systemkomponenten 

durch Rückkopplungsmechanismen relativ schnell wieder 

optimiert. 

Darüber hinaus induziert eine gegebene Stresssituation mit 

Verzögerung meist vorübergehend eine Anpassung dergestalt, 

dass das System auf erneute Störung weniger anfällig 

ist. Beispiele für solche mit zeitlicher Verzögerung erkennbaren 

adaptiven Reaktionen sind Zunahme von Muskelmasse 

nach körperlichem Training, oder Bräunung der Haut nach 

mäßiger UV Strahleneinwirkung, oder Immunschutz vor Infektionen 

nach Impfung. Kommt es zu einer Zerstörung der 

durch Signale gesteuerten Koordination durch Ausschaltung 

der funktionstragenden Strukturen, bricht das System lokal 

zusammen und kann, wenn es nicht repariert wird je nach 

Schweregrad schließlich zum Untergang des Gesamtorganismus 

führen. Beispiele sind wiederum Kreislaufzusammenbruch 

beim übermäßigem Training, oder Verbrennungen 

der Haut bei übermäßiger UV-Bestrahlung, oder tödliche 

Infektionen bei Immunschwäche. 

Abwehr- und Reparaturmechanismen vielzelliger 

Systeme 

Ionisierende Strahlen sind allgemein in der Lage einerseits 

Schäden zu setzen wie auch Stressreaktionen auszulösen. 

Das Verhältnis der beiden Rektionsmuster zueinander verschiebt 

sich zu Schäden mit steigender Dosis. Je nach Höhe 

der Dosis und damit je nach dem Grad der Einwirkung auf 

Strukturen kann der bestrahlte Körperteil sofort erkranken 

und nach Überwindung der akuten Krankheit viele Jahren 

später über zelluläre Gen-Veränderungen überlebender Zellen 

einen bösartigen Tumor entwickeln. Die Wahrscheinlichkeit 

einer akuten Strahlenkrankheit sowie auch einer Krebserkrankung 

hängt wiederum von der Fähigkeit des gesam- 

44

ten Organismus ab, Störungen im System zu korrigieren, 

bzw. Krebszellen als Ursachen von Störungen zu beseitigen. 

Bei einer Einschränkung dieser Korrekturen im System 

wird z. B. einer Krebsentwicklung ebenso Vorschub geleistet, 

wie anderen Erkrankungen, die von solchen Korrekturen 

in Schach gehalten werden, zum Beispiel verschiedene Infektionskrankheiten. 

Dass ein gesunder Organismus über immense Abwehrkräfte 

verfügt, ist nicht nur eine tägliche Erfahrung, zum Beispiel 

bei der Immunabwehr von Infektionen, sondern zeigt sich 

auch in den Quantitäten der Schäden, die nach Bestrahlung 

in den verschiedenen Organisationsebenen des Körpers erkennbar 

werden. Solche Daten sind in der Abb. 2.11 für den 

Fall einer Strahlenexposition mit 1 mGy im roten Knochenmark 

zusammengefasst. 

Bei Bestrahlung des roten Knochenmarks als besonders 

strahlenempfindliches Gewebe mit 1 mGy Röntgenstrahlung 

wird pro Zelle, wie oben erklärt, im Mittel ein Strahleneinfangereignis 

mit dem entsprechenden Energiepaket erzeugt. 

Dieses verursacht direkte und indirekte Wechselwirkungen 

mit zellulären Substraten. So entstehen durch Ionisierung 

von Wassermolekülen etwa 150 Sauerstoff-Radikale; insgesamt 

werden etwa 2 Veränderungen der DNS beobachtet, 

und davon sind etwa 1 DNS-DSB in jeder fünfundzwanzigsten 

Zelle, und die Wahrscheinlichkeit einer Chromosomenaberration, 

wie sie Abb. 6 zeigt, ist pro Zelle etwa 1 zu 

10.000. Während diesen Daten präzise Messungen zu 

Grunde liegen, ist die Wahrscheinlichkeit einer so getroffenen, 

potentiell Leukämie bildenden Stammzelle, eine tödliche 

verlaufende Leukämie auszulösen, eine Schätzung. Sie 

beruht auf der linearen Extrapolation der bei hoher Dosis 

beobachteten Leukämierate pro Dosiseinheit, wie sie unten 

im Abschnitt 2.4.2.4 besprochen ist. So ergibt sich für die 

tödliche Leukämie ein geschätztes Risiko von etwa 1 zu 

einhundert Billionen (10 -14 ) pro blutbildender Stammzelle pro 

1 mGy. Mit anderen Worten, die Wahrscheinlichkeit einer 

tödlichen Leukämie pro DNS-DSB in der Stammzelle ist hier 

ungefähr 10 -12 , d. h. bei 1 zu einer Billion. Die immense Zahl 

von DNS-DSB, die hier für eine tödliche Leukämie nötig 

sind, verdeutlicht die Fähigkeit des gesunden Organismus 

45

46 

Der Körper als 

komplex adaptives System 

in verschiedenen Ebenen 

Röntgen- 

Strahlen 

Organismus 

Gewebe 

Zellen 

Moleküle 

Atome 

Feinendegen LE et al, 1995 

Abb. 2.11 

Risko für eine Stammzelle 

pro 1 mGy 100 kV Rö.-Strahlen 

im menschlichen roten Knochenmark 

durch Extrapolation von hoher Dosis 

~ 10 -14 Maligne Transformation 

mit tödlichem Krebs 

? 

~ 10 -4 Chromosomen Aberr. 

~ 4 x 10 -2 DNS - DSB 

~ 2 � DNS Änderungen 

~ 150 Sauerstoff-Radikale 

zur Schadensabwehr und lässt die oft von Nichtfachleuten 

gehörte Aussage, dass jeder durch Strahlen induzierte Doppelstrangbruch 

eine potentiell krebsauslösende DNS Störung 

ist, als zumindest übertrieben und sogar als ungerechtfertigt 

erscheinen. 

Die dem Körper physiologisch gegebenen Reparatur- und 

Abwehrmechanismen sind, wie bereits aus den Abb. 2.10 

und 2.11 zu erkennen, überaus vielfältig und auf jeder Organisationsebene 

wirksam. Sie umfassen biochemische 

Entgiftungsreaktionen, vor allem von ROS, zelluläre Reparaturmechanismen, 

vor allem von DNS-Schäden, Änderungen 

des Zellzyklus zwischen Zellteilungen, und Beseitigung von 

geschädigten Zellen einmal durch signalausgelösten Zelltod, 

Apoptose, zum anderen durch Immunreaktionen, und 

auch durch Differenzierung zu Zellen mit begrenzter Lebensdauer. 

Die beseitigten Zellen werden durch Nachschub 

funktionstüchtiger Zellen ersetzt. Daraus ergibt sich, dass 

jede Organisationsebene Barrieren setzt, die Schäden sozusagen 

aszendierend überwinden müssen, um zu einer 

Gesundheitsstörung zu führen. Die kaskadenförmig aszendierend 

aktiven Abwehr- und Korrekturmechanismen auf 

den verschiedenen Organisationsebenen des Körpers reagieren 

prinzipiell in ähnlicher Weise insofern, als das jeweils

eagierende System eine Störung, bzw. Schädigung zunächst 

auf seiner Ebene blockiert und erst dann auf höhere 

Ebene weiter gibt, wenn die Störung bzw. Schädigung von 

dieser Ebene nicht ausreichend kompensiert oder beseitigt 

werden kann. So kann Schaden von der molekularen auf 

die zelluläre, Gewebe- bzw. Organebene, und schließlich 

auf Gesamtkörper-Ebene verstärkt zur gesundheitlichen Bedrohung 

werden. Aus dieser Darlegung ergibt sich, dass die 

Wahrscheinlichkeit einer bedrohlichen Gesundheitsstörung 

keinesfalls proportional mit dem Ausmaß eines Schadens 

auf der molekularen Ebene, inklusive der DNS, ansteigt, 

sondern dass auf jeder Ebene zunächst ein bestimmter Minimalschaden 

vorhanden sein muss, bevor er die Barriere 

der Abwehrmechanismen durchringt. Die Wahrscheinlichkeit 

der Überwindung einer solchen Barriere ist sicherlich auch 

abhängig von Art, Qualität und Quantität, die ein gegebener 

Anfangsschaden besitzt. Auch bei der Entstehung einer 

Krebserkrankung aus einer bösartig transformierten Zelle 

mit lokaler Vermehrung, d.h. mit klonalem Wachstum, sind 

die genannten Abwehrmechanismen auf zellulärer und Gewebe 

bzw. Organebene wesentlich über das Immunsystem 

wirksam. Es ist offensichtlich, dass die hier kurz angedeuteten 

Reaktionsmuster bei Störungen biologischer Systeme 

auf ihren verschiedenen Organisationsebenen für das Verständnis 

der akuten und späten Strahlenwirkungen und ihrer 

Risiken bedeutsam sind. 

Stochastische Strahlenwirkungen 

Die Unterscheidung zwischen so genannten stochastischen 

und deterministischen Wirkungen von ionisierenden Strahlen 

bedarf einer grundsätzlichen Erläuterung. Stochastisch 

werden allgemein solche Schäden genannt, welche durch 

zufällige Interaktionen von durch ionisierende Strahlen erzeugten 

Energiepaketen mit biologisch bedeutsamen Strukturen, 

wie dem genetischen Material, proportional zur Zahl 

der Interaktionen ausgelöst werden. Folgendes Beispiel mag 

dies erläutern. Mit einem Beil lassen sich Kerben in einen 

Holzstamm von bestimmter Härte schlagen. Die Tiefe der 

Kerbe hängt von der Kraft ab, mit der das Beil auf das Holz 

trifft. Jedoch ist eine minimale Kraft nötig, um überhaupt ei- 

47

ne Kerbe zu erzeugen. Andererseits kann eine bestimmte 

Kerbentiefe durch eine bestimmte Kraft des Beiles erzeugt 

werden. Nimmt man allerdings nun zahlreiche solcher Holzstämme 

und bearbeitet sie alle parallel oder hintereinander 

getrennt mit einem definiert kräftigen Beilschlag, so zeigt 

sich, dass die Kerbentiefe nicht immer ganz genau gleich ist 

sondern dass sie um einen Mittelwert schwankt. Die Zahl 

der Kerben in diesem Beispiel steigt mit der Zahl der Beilschläge 

jeweils auf einen getrennten Holzstamm. Man sagt 

auch, dass hier die Zahl der Kerben linear mit der Zahl der 

definierten Beilschläge im Kollektiv der bearbeiteten Holzstämme 

ansteigt. Diese Situation findet ihre Analogie in der 

Schädigung der DNS in einem Strahlenfeld. Die DNS bietet 

ein Kollektiv von räumlich getrennten Abschnitten, welche im 

obigen Beispiel den Holzstämmen entsprechen. Die von 

ionisierenden Strahlen im Gewebe erzeugten Energiepakete 

haben einen mittleren Wert pro Strahlenart und stellen somit 

Kraftinkremente dar, die im obigen Beispiel den definierten 

Beilschlägen entsprechen. Mit der Dosis steigt die Zahl der 

erzeugten Energiepakete pro Einheit Gewebemasse an, wie 

obern besprochen, und dementsprechend steigt die Zahl der 

von diesen bewirkten DNS-Veränderungen, welche im obigen 

Beispiel der Zahl der Kerben mit einer bestimmten Tiefe 

entsprechen. Welche DNS-Abschnitte von Energiepaketen 

direkt und indirekt getroffen werden, ist weitgehend zufällig. 

Wenn allerdings die Dosis soweit ansteigt, dass zahlreiche 

Energiepakete sich überschneiden und so gemeinsam auf 

einen DNS-Abschnitt stoßen, werden zunehmend schließlich 

alle DNS-Abschnitte nicht nur einmal getroffen. Der daraus 

resultierende lokale Zusammenbruch macht das Ausmaß 

des Gesamtschadens größer als die Summe der Einzelschäden. 

Es ist somit offensichtlich, dass unterhalb einer bestimmten 

Dosis für eine bestimmte Strahlenart die Zahl der DNS- 

Schäden linear mit der Dosis ansteigt, und bei steigender 

Dosis, je nach Strahlenart Effektüberschneidungen auftreten, 

was sich durch einen Übergang in eine exponentiell 

steigende Effektkurve ausdrückt. Diese Art von Dosis-Wirkungskurve 

folgt dann zunächst der Funktion E = �D x �D 2 , 

wobei E der Effekt und D Dosis ist, und � und � sind die für 

niedrige wie höhere Dosen gemessenen Proportionalitäts- 

48

konstanten. Bei weiter ansteigender Dosis beginnt der Effekt 

zunehmend abzunehmen, weil die involvierten Zellen absterben 

und den Effekt nicht mehr zeigen können, wie dies 

in Abb. 2.12 zu sehen ist. 

Es ist unbestritten, dass die Wahrscheinlichkeit, dass eine Zelle 

mit einer Latenzzeit von vielen Jahren eine Krebserkrankung 

auslöst, von der Schädigung ihrer DNS abhängt. Diese 

Erkenntnis und die auch experimentell bestätigte Proportionalität 

zwischen DNS-Schäden und der Dosis unterhalb eines bestimmten 

Wertes stellen die Grundlage der Annahme, dass 

die Häufigkeit von Krebserkrankungen linear mit der Dosis 

bis zu einem bestimmten Wert ansteigt. Da die DNS-Schäden, 

die für eine Krebserkrankung wesentlich sind, durch Strahlen 

verursachte, zufällig treffende Energiepakete entstehen, 

bezeichnet man die durch ionisierende Strahlen bedingten 

Krebserkrankungen auch als stochastische Spätschäden. 

Wie schon im vorigen Abschnitt und unten des weiterten 

dargelegt ist, wird bei der Annahme der linearen Beziehung 

zwischen absorbierter Dosis und Krebshäufigkeit in einer 

exponierten Population allerdings oft übersehen, dass gerade 

im kleinen Dosisbereich auch solche Zell- und Gewebereaktionen 

auftreten, die als Antworten im Kontext des gesamten 

biologischen Systems auf Störungen der Homöostase 

zu verstehen sind. Wie bereits besprochen, wird durch 

den Versuch des biologischen Systems zur Wiederherstellung 

der Homöostase, die Weitergabe von Schäden aufsteigend 

zu höheren Organisationsebenen erschwert oder ganz 

unterbunden. Darüber hinaus tendieren diese Reaktionen 

vor allem bei kleinen Dosen zur Auslösung von den bereits 

erwähnten adaptiven Veränderungen in dem Sinne, dass 

das betroffene biologische System für eine bestimmte Zeit 

vor erneuter Attacke ähnlich wirkender toxischer Substanzen, 

wie z. B der im Stoffwechsel ständig gebildeten ROS, 

geschützt wird. 

Die stochastische Dosis-Effekt-Kurve in Abb. 2.12 beginnt 

hier konventionell mit einem linearen Ansatz (�D) und das 

Fragezeichen soll die in den letzten Jahren bekannt gewordene 

Unsicherheit im kleinen Dosisbereich betonen, worauf 

später noch einmal verwiesen wird. Der spätere Kurvenverlauf 

folgt der Gleichung �D + �D 2 . 

49

50 

E (W) 

Abb. 2.12 

Dosis-Effekt Kurven bei niedrig-LET Strahlung 

Stochastische Effekte Deterministische Effekte 

(Späte E.) (Meist akute E.) 

�D + �D 2 

? 

�D 

E (S) 

Schwelle 

D D 

Niedrige Dosis Region: < 200 mGy 

Deterministische Strahlenwirkungen 

Unter deterministischen Strahlenwirkungen versteht man 

solche Effekte, deren Schweregrad mit der Dosis, d. h. der 

einwirkenden Kraft, ansteigt. Um beim obigen Beispiel der 

Beilschläge auf Holzstämme zu bleiben, wird die Tiefe einer 

Kerbe im Holzstamm von der Kraft des Beilschlages bestimmt. 

Bei sehr geringem Beilschlag kommt es je nach Härte 

des Holzes nicht zur Kerbe. Und jenseits einer bestimmten 

starken Wucht des Beilschlages wird der Holzstamm 

stets voll zertrennt und zwar dann unabhängig von der 

Wucht des Beilschlages. Wenn dieses Beispiel auf Strahlenexposition 

übertragen wird, entspricht eine Dosis bestimmter 

Strahlenart mit ihren Energiepaketen einer Summe 

von Beilschlägen für dieselbe Kerbe. Wenn die Summe der 

primären biologischen Schäden einen gewissen Wert überschreitet, 

wird eine bestimmte Zahl von Zellen entweder innerhalb 

kurzer Zeit in ihren Funktionen wesentlich verändert 

oder stirbt, so dass z. B. die Gewebefunktion nicht mehr voll 

aufrecht erhalten werden kann. Um einen solchen Systemschaden 

zu machen, muss die absorbierte Dosis einen Mindestwert 

übersteigen. Mit einer Maximaldosis wird auch das 

Maximum eines definierten Schadens erreicht, z. B. alle Zel-

len inaktiviert oder getötet, und bei einer weiteren Dosiserhöhung 

bleibt es beim Plateau des maximalen Schadens. 

Deterministische Schäden können sich als akute Strahlenkrankheit 

oder mit einer Latenzzeit von Jahren in verschiedenen 

Geweben, wie Haut, Lunge, Bindegewebe als chronische 

Erkrankungen manifestieren. 

Den verschiedenen Formen der akuten wie auch chronischen 

Strahlenkrankheiten ist gemeinsam, dass sie durch 

Ausfall von funktionstragenden Zellen entstehen. Nur dann 

kommt es zur klinischen Erkrankung, wenn die Zahl der ausfallenden 

Zellen mit organspezifischen Funktionen einen für 

ein Organ bestimmten Wert überschreitet. Wie später weiter 

ausgeführt, wird der natürliche Verlust von Zellen mit organtragenden 

Funktionen durch Zellnachschub über Zellvermehrung 

und -reifung kompensiert. Hierbei ist die Integrität 

der Stammzellen als Vorläuferzellen für die Aufrechterhaltung 

der Zellerneuerung wesentlich. Knochenmark-Stammzellen 

sind generell besonders strahlenempfindlich, wie 

auch Abb. 2.6 zeigt. Die Schwere einer Strahlenkrankheit 

geht einher mit der Höhe des Verlustes an Stammzellen. Da 

die Zeit vom Stammzellenstadium über die Zellvermehrung 

und Zellreifung zur Ausbildung von Funktionszellen mehrere 

Tage in Anspruch nimmt, treten die Folgen von strahleninduziertem 

kritischen Verlust zum Beispiel von blutbildenden 

Stammzellen mit Verzögerung von etwa 6 Tagen auf; es 

kommt zu einem zunehmenden Mangel an reifen weißen 

Blutzellen und Blutplättchen, neben einem schon früher erkennbaren 

abrupten Abfall der im Blut zirkulierenden Lymphozyten, 

die ähnlich den Stammzellen relativ strahlenempfindlich 

sind. Infektbereitschaft und Blutungen des betroffenen 

Organismus sind nach Tagen auftretende herausragende 

klinische Symptome. 

So zeigen Dosis-Effekt Beziehungen für akute und chroni- 

sche Strahlenkrankheiten als deterministische Strahleneffek- 

te in Abb. 2.12 einen Dosis Schwellenwert für das Auftreten 

des jeweiligen Effektes. Mit steigender Dosis nimmt das 

Ausmaß der Erkrankung zu, bis das Krankheitsbild maximal 

ausgeprägt ist, d. h. die deterministische Kurve in Abb. 2.12 

zeigt einen so genannten sigmoiden Verlauf, der zum Plateau 

des maximalen Effektes führt. 

51

Genetische Strahlenwirkungen 

Die bisher angeführten Strahleneffekte werden generell als 

„somatische“ Strahlenwirkungen bezeichnet, da sie biologische 

Systeme als Ganz- oder Teilkörper betreffen. Hiervon 

getrennt sollen diejenigen Effekte gesehen werden, die man 

allgemein als „genetische“ Strahlenwirkungen kennt. Diese 

entstehen durch Bestrahlung von Keimgewebe, wie Hoden, in 

denen Samenzellen gebildet werden, und Eierstöcke, in denen 

Eizellen seit Geburt angelegt sind. Genetische Strahlenschäden 

können über mehrere Generationen vererbet werden und beruhen 

auf strahleninduzierten DNS-Schäden in den Keimzellen. 

Genetische Schäden mit den von ihnen hergeleiteten Mutationen 

äußern sich generell als körperliche Veränderungen in 

der Nachkommenschaft von Individuen, deren Keimgewebe 

einer gewissen Dosis ausgesetzt worden sind. Die Variabilität 

von strahleninduzierten Mutationen kann um den Faktor 

35 schwanken, so dass man generell eher von einer durchschnittlichen 

Mutationsrate spricht. Von Tierexperimenten wird 

abgeleitet, dass die Dosis, nach der sich die spontane Mutationsrate 

verdoppelt, – sie wird als Verdopplungsdosis bezeichnet, 

– etwa bei 1 Gy liegen dürfte. Bei Menschen sind genetische 

Strahleneffekte in diesem Bereich bisher kaum erkennbar 

geworden und daher für Risikoanalysen nicht auswertbar. 

Von den genetischen Schäden sind solche Schäden zu unterscheiden, 

die als Konsequenz von Bestrahlungen von Individuen 

in embryonaler oder fötaler Entwicklung auftreten, wie später 

besprochen wird. 

Faktorenabhängigkeit der Strahlenwirkungen 

Die unterschiedlichen Strahlenwirkungen sind je nach ihrer 

Art von einer Reihe von Faktoren abhängig, die im wesentlichen 

oben besprochen und Abb. 2.13 zusammengefasst 

sind. 

52

Abb. 2.13 

Zell-Type 

Milieu 

Strahlenempfindl. 

Strahlenart 

Strahlenwirkung 

Dosis 

in der Zeit 

2.3 Akute Strahlenschäden 

Zellerneuerungssysteme 

Dosis 

Dosis 

im Raum 

Akute Strahlenschäden treten klinisch je nach Dosis und ihrer 

räumlichen und zeitlichen Verteilung in sehr unterschiedlicher 

Weise auf. Der Grund hierfür liegt in der breit gefächerten 

Strahlenempfindlichkeit einer Reihe von Zellerneuerungssystemen 

mit ihren jeweiligen Stammzellen. Insbesondere sind 

hier wichtig das blutbildende System im roten Knochenmark, 

das Schleimhautsystem des gesamten Verdauungstraktes, 

und die äußere Haut. Eine weitere wesentliche Rolle spielen 

die Lymphknoten, in denen die meisten Lymphozyten für das 

zirkulierende Blut und die Gewebe des Körpers gebildet werden. 

Den genannten Zellerneuerungssystemen ist gemeinsam, 

dass ein relativ hoher täglicher Verlust von Funktionszellen 

durch Zellvermehrung und -reifung von Vorläuferzellen wett ge- 

macht werden muss, um das Gleichgewicht zwischen Zellverlust 

und Zellerneuerung aufrecht zu halten. Im Durchschnitt werden 

im erwachsenen menschlichen Körper täglich etwa 550 g 

Zellen verloren, die ersetzt werden müssen. Davon sind etwa 

490 g Zellen, die im Blut zirkulieren. Die für den Zellnachschub 

erforderlichen jeweiligen Vorläuferzellen werden nach 

Bedarf aus dem Reservoir von Stammzellen geliefert, wobei die 

Teilung der Stammzellen je eine Vorläuferzelle und eine neue 

53

Stammzelle bringt. Die verschiedenen Zellerneuerungssysteme 

gehorchen speziellen Signalsubstanzen, welche die 

Homöostase im System sehr genau regulieren. Die Abb. 2.14 

zeigt das Schema von Zellerneuerungssystemen. 

54 

Schema System der Zellerneuerung 

Stammzelle Zellvermehrung -reifung Funktionszellen 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� � 

Strahlensensibel Strahlenresistent 

Abb. 2.14 

Für die Entwicklung von Strahlenkrankheiten ist die immer relativ 

hohe Strahlenempfindlichkeit der für ein Gewebe jeweils 

zuständigen Stammzellen ausschlaggebend. Die Blut bildenden 

Stammzellen sind ähnlich strahlenempfindlich wie die 

Lymphozyten, die Stammzellen der Haut und die der Schleimhäute 

des Verdauungstraktes sind strahlenresistenter. Bei 

anderen Geweben, wie zum Beispiel bei Bindegewebe, Gehirn, 

Lunge, Niere und Leber, ist der Zellumsatz außerordentlich 

oder wesentlich geringer, wodurch deren Strahlenempfindlichkeit 

vorwiegend durch die Funktionszellen bestimmt 

wird. Es ist somit erklärlich, dass unterschiedliche Ganzkörperdosen 

unterschiedliche klinische Symptome auslösen. 

Akute Strahlenkrankheiten nach einmaliger Ganzkörperexposition 

Die Symptome der verschiedenen Formen der akuten Strahlenkrankheit 

sind in Abb. 2.15 schematisch zusammengefasst, 

und zwar als Folge einer akuten, d.h. kurz dauernden, 

Strahlenexposition des Ganzkörpers mit unterschiedlichen 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

� 

�

Dosen in Sv. Die Ordinate (Y-Achse) zeigt die Dosen, bei 

der die Krankheiten auftreten, und die Zeit ihrer maximalen 

Entwicklung zeigt die Abszisse (X-Achse) in Stunden und 

Wochen. Die akuten Strahlenkrankheiten erscheinen in drei 

wesentlichen klinischen Syndromen. Für die hier nicht näher 

aufgeführten späten stochastischen wie deterministischen 

Schäden erstreckt sich die Zeitachse auf Jahre. Die eingezeichnete 

Kurve verdeutlicht in ihren Abschnitten die drei 

akuten klinischen Syndrome: das Knochenmark-, oder Hämatologische 

Syndrom; das Magen-Darm-Trakt-, oder gastrointestinale 

Syndrom; und das Syndrom des zentralen Nervensystems, 

welches nach sehr hohen Dosen rasch als Folge 

des akuten Schadens der funktionstragenden Nervenzellen 

des Hirns auftritt. Die klinischen Symptome der drei akuten 

Strahlenkrankheiten sind jeweils unter der Syndrom- 

Bezeichnung in der Abb. Kurz skizziert. Der zeitliche Unter- 

Strahlenkrankheiten, abhängig von Dosis und Zeit 

Zeit nach Ganzkörperbestrahlung 

Cottier H et al., 1994, nach Cronkite 

Abb. 2.15 

schied zwischen dem Auftreten des hämatologischen Syndroms 

und des gastrointestinalen Syndroms wird weitgehend 

durch die Zeiten bestimmt, welche die Produktion von Funktionszellen 

nach Stammzellenteilung braucht. 

55

Unabhängig von diesen Syndromen können Strahleneffekte 

auch bei kleineren Dosen sozusagen klinisch subjektiv unauffällig 

bereits früh nach der Exposition durch die Zahl der 

im peripheren Blut zirkulierenden Lymphozyten erkannt werden. 

Wie bereits besprochen, besitzen Lymphozyten eine 

ähnlich hohe Strahlenempfindlichkeit wie blutbildende 

Stammzellen. So zeigen sich nach Ganzkörperexpositionen 

im Bereich von 0.2 bis 0.3 Sv bereits Blutbildveränderungen, 

und zwar sinkt zunächst die Zahl der Lymphozyten. Dementsprechend 

kann die Prognose eines Frühschadens mit dem 

Absinken der Lymphozytenzahl unter den Normalwert annähernd 

bestimmt werden. 

Die folgende Übersicht summiert ausführlicher die bei 

verschiedenen Dosen auftretenden klinischen Befunde und 

Symptome nach akuter Ganzkörperbestrahlung analog zur 

Abb. 2.15: 

SCHWELLEN- ERSTE KLINISCH FASSBARE STRAHLEN- 

DOSIS EFFEKTE (0.2-0.3 Sv) 

0.25 Sv Abfall der Blut zirkulierenden Lymphozyten 

innerhalb von 1–2 Tagen. 

SUBLETALE VORÜBERGEHENDE STRAHLENKRANK- 

DOSIS HEIT (0.75-1.5 Sv + ) 

1 Sv Unwohlsein (Strahlenkater) am ersten Tag 

möglich. Absinken der Lymphozytenzahl im 

Verlauf von zwei Tagen auf Werte deutlich 

unter 1500/mm 3 . Nach einer Latenzzeit von 

zwei bis drei Wochen treten Haarausfall, 

wunder Rachen, Appetitmangel, Diarrhöe, 

Unwohlsein, Mattigkeit, stecknadelkopfgroße 

purpurfarbene Hautflecken (Petechien) 

auf. Bei Männern vorübergehendes 

Absinken der Spermienproduktion. Meist 

baldige Erholung. 

MITTELLETALE SCHWERE STRAHLENKRANKHEIT 

DOSIS (3-6 Sv + ) 

4 Sv Übelkeit und Erbrechen am ersten Tag. 

Absinken der Lymphozytenzahl bei Dosen 

um ca. 3 Sv auf Werte unter 1000/mm 3, und 

56

ei Dosen über 5 Sv fast vollkommenes 

Verschwinden aus der Blutbahn. Bei Granulozyten 

zunächst steiler Anstieg, dann 

steiler Abfall und nach erneutem abortiven 

kurzen Anstieg ab zweiter Woche wieder 

Abfall der Werte auf weniger als 2000/mm 3 . 

Hauptursache für große Infektionsneigung. 

- Nach 10 bis 14 Tagen zeigen sich Haarausfall, 

Appetitmangel, allgemeines Unwohlsein, 

Diarrhöe, schwere Entzündungen 

im Mund- und Rachenraum, innere 

Blutungen (Hämorraghien), Fieber, Petechien, 

Purpura (größere purpurfarbene Hautflecken). 

Bei Männern je nach Dosis vorübergehende 

bis lebenslange Sterilität, bei 

Frauen Zyklusstörungen. Bei fehlenden The- 

rapiemaßnahmen ist bei Dosen über 5 Sv 

mit etwa 50 % Todesfällen zu rechnen. Bei 

spontaner Regeneration Wiederanstieg der 

Granulozyten etwa Ende der 4. Woche. 

LETALE TÖDLICHE STRAHLENKRANKHEIT 

DOSIS (6-10 Sv + ) 

7 Sv Übelkeit und Erbrechen nach 1-2 Stunden. 

Nach drei bis vier Tagen: Diarrhöe, Erbrechen, 

Entzündungen in Mund und Rachen 

sowie im Magen-Darmtrakt mit Blutungen 

(Hämorraghie), Fieber, schneller Kräfteverfall. 

Bei fehlender Therapie Mortalität fast 

100 %.- Bei Dosen über 15 Gy innerhalb 

einer Woche zunehmend schnell Koma 

und Tod. 

Bei Dosen von über 20 Sv treten zunehmend die Symptome 

des Zusammenbruches des zentralen Nervensystems auf. 

Je nach Schweregrad kommt es z. B. bei Dosen von etwa 

100 Sv innerhalb von Stunden bis zu wenigen Tagen zu Verwirrungszuständen, 

Krämpfe, Bewusstlosigkeit immer mit tödlichem 

Ausgang. 

Die Überwindung einer akuten Strahlenkrankheit ist von der 

Erholung der betroffenen Zellerneuerungssysteme abhängig 

57

und wird von der Zahl der überlebenden und funktionstüchtigen 

Stammzellen bestimmt. Zum Versagen des Systems 

kommt es erst beim Zusammenbruch der Zellerneuerung 

hauptsächlich durch Insuffizienz im Reservoir der Stammzellen. 

Daher gehört zur Therapie der schweren akuten Strahlenkrankheit 

auch der Versuch der Transplantation von 

Stammzellen des blutbildenden Systems. Wenn erfolgreich, 

gleichen die transplantierten Stammzellen Zellverluste wieder 

aus und sind in der Lage, die Infektionsabwehr zu stärken, 

Blutungsneigung zu verringern, und die Erholung von Schäden 

im Magendarmtrakt zu fördern. 

Strahlenschäden der Haut, verstärkende Schäden 

Die oben aufgeführten klinischen Befunde und subjektiven 

Beschwerden können sich erheblich ändern, wenn noch andere 

gesundheitliche Sekundärschäden zusätzlich verstärkend, 

d.h. synergistisch, auftreten, wie Weichteilverletzungen, 

Verbrennungen und Infektionen. 

Zudem entstehen je nach der Expositionsweise zum Beispiel 

anlässlich eines Unfalls und auch je nach Strahlenart 

sowohl akute wie chronische Hautverletzungen mit erheblicher 

Infektionsgefahr. Ausmaß und Entstehungszeit geben 

Auskunft über die erhaltene Dosis im Gewebereich der Verletzung. 

So tritt nach etwa 2 Gy akuter Röntgenbestrahlung 

innerhalb von 2 bis 24 Stunden eine vorübergehende Hautrötung 

auf, die auch frühes Erythem genannt wird. Eine stär- 

kere, massive Rötung erscheint bei 6 Gy nach einer Zeit von 

etwa 10 Tagen. Temporären Haarausfall sieht man bei 3 Gy 

im Verlauf von etwa 3 Wochen. In derselben Zeit verursachen 

7 Gy permanenten Haarausfall. Schlecht heilende 

Geschwüre erleidet die Haut etwa 2 Monate nach akuter 

Bestrahlung mit etwa 20 Gy; diese können bis zu mehreren 

Jahren anhalten und zu Hautkrebs entarten. 

Strahlenschäden der Keimdüsen 

In diesem Zusammenhang sind auch die strahleninduzierten 

akuten Schäden in Keimdrüsen zu erwähnen. Untersuchungen 

an Menschen ergaben eine vorübergehende männliche Sterilität 

bereits nach einer akuten Dosis von 0.15 Gy; nach 2 Gy eine 

58

mehrere Jahre dauernde Sterilität, und permanente Sterilität 

nach 6-8 Gy. Weibliche Eizellen sind extrem strahlenempfindlich 

hinsichtlich Zelltod. Etwa 60–70 % von ihnen gehen bereits 

nach einer akuten Dosis von 0.12 Gy zugrunde. Einmal induzierte 

Sterilität bleibt lebenslang bestehen, da Eizellen sich nach 

ihrer Entstehung vor der Geburt nicht mehr teilen. Nicht abgestorbene 

Eizellen zeigen eine relativ hohe Reparaturfähigkeit. 

Strahlenschäden des ungeborenen Lebens 

Die aufgezeigten Verhältnisse verdeutlichen, dass Gewebe mit 

hoher Zellteilungsaktivität generell strahlenempfindlicher sind 

als Gewebe, in denen die Zellerneuerung sehr langsam ist. 

So ist erwartungsgemäß das ungeborene Leben im Mutterleib 

durch ionisierende Strahlen besonders gefährdet. 

Dabei bilden die ersten Entwicklungsmonate, in denen im gesamten 

Embryo rasch aufeinander folgende Zellteilungen ablaufen, 

das empfindlichste Stadium. Hier können schon relativ 

niedrige akute Dosen, wie bei Stammzellen, Zelltod verursachen, 

und in überlebenden Zellen solche DNS-Schäden induzieren, 

die Mutationen bringen und zu Missbildungen, d.h. teratogenen 

Schäden, führen. Vor allem werden während der 

Zeit embryonaler Anlage von Organen durch DNS-Schäden 

anhaltende Störungen von Zellfunktionen eingeleitet, die je 

nach Dosis während der Schwangerschaft schwerwiegende 

Organstörungen mit Missbildungen, vor allem am zentralen 

Nervensystem nach sich ziehen können. 

Die folgende Übersicht gibt die akuten Minimaldosen an, bei 

denen Effekte im Embryo und Föten beobachtet worden sind: 

TIEREXPERIMENTE: 

Verlust von Oozyten (Primaten) 50 % Letaldosis bei 0.5 Gy 

Schäden des zentralen Nerven- 

systems (Maus) Schwellendosis bei 0.1 Gy 

Hirnschaden und Verhaltens- 

störungen (Ratte) Schwellendosis bei 0.06 Gy 

BEOBACHTUNGEN AN MENSCHEN: 

Kleiner Kopfumfang mit 

geistiger Retardierung Schwellendosis bei 0.06 Gy 

59

Man kann zusammenfassend feststellen, dass messbare 

Schäden am ungeborenen Leben bei akuten Dosen unter 

0.1 Gy auftreten können, wenn diese Dosen in der besonders 

strahlenempfindlichen Phase der kindlichen Entwicklung einwirken. 

Die Abb. 16 fasst einige Ergebnisse zusammen, die 

bis auf Beobachtungen geistiger Retardierung bei Menschen 

von Tierexperimenten stammen, bei denen relativ hohe Dosen 

gebraucht wurden. Beim Menschen ist die für die Hirnentwicklung 

sensibelste Phase zwischen der 8. und 15. 

Schwangerschaftswoche. 

Abb. 2.16 

Die Wahrscheinlichkeit fötalen Todes nach akuter Bestrahlung 

nimmt von der Implantationsphase bis zur etwa 5. Woche 

rasch ab. Danach treten Missbildungen häufiger auf. Im 

letzten Drittel der Schwangerschaft nimmt die Resistenz auch 

gegen Missbildungen stark zu. In dieser Phase dürften akute 

Dosen oberhalb von etwa 0.1 Gy das Risiko kindlicher 

Krebserkrankungen erhöhen. Was die verringerte Schädelgröße, 

häufig in Kombination mit geistiger Behinderung, betrifft, 

wird zwar, wie oben angegeben, eine Schwellendosis 

von etwa 0.06 Gy angegeben, aber die Wahrscheinlichkeit einer 

solchen Fehlbildung lag in Hiroshima und Nagasaki bei 

etwa 2–3 % der Exponierten mit fraglicher statistischer Signifikanz. 

Erst nach etwa 0.25 Gy begann dieses Risiko mit der 

Dosis praktisch linear anzusteigen. In Hiroshima und Nagasa- 

60 

Tierstudien 

Atom- 

Bomben 

Überlebende 

Japan 

Hall E., 2000 

0 1 2 4 6 8 10 15 20 25 40 

Präimplan- 

Organanlagen Fötale Periode 

tation 

Pränataler 

Tod 

Mißbildungen 

Neotal er Tod 

Wachstum � 

Permanente 

Wachstumshemmung 

Geistige 

Retardierung 

Risiko 

hoch 

0 1 2 4 6 8 10 15 20 25 40 

Schwangerschaft in Wochen 

Geistige 

Retardierung 

Risiko 

4 x kleiner

ki waren etwa 50 % derjenigen Kinder geschädigt, die im 

Mutterleib einer mittleren Dosis von 1 bis 1,5 Gy ausgesetzt 

waren. Sorgfältige Dosiserhebungen sind bei etwaigen Unfällen 

schwangerer Frauen unerlässlich, um gegebenenfalls therapeutische 

Entscheidungen treffen zu können. 

2.4. Späte Strahlenschäden 

Bei späten Strahlenschäden nach akuter wie chronischer oder 

fraktionierter Exposition kann es sich um deterministische wie 

stochastische Schäden handeln. Auch hier müssen Erbanlagen, 

Alter des Individuums, und Lebensweise sowie Umwelteinflüsse 

berücksichtigt werden. 

Deterministische Spätschäden 

- Effekte durch chronische Strahlenexposition mit 

niedriger Dosisrate 

Die oben für bestimmte Dosisbereiche genannten Symptome 

akuter Strahlenkrankheit gelten für Ganzkörperexpositionen innerhalb 

von Sekunden bis wenigen Minuten, d. h. bei hoher 

Dosisleistung. Nimmt die Dosisleistung ab, so vermindert sich 

die Strahlenwirkung auf den Gesamtorganismus. Im allgemeinen 

reduziert sich die Wirkung einer bestimmten Strahlendosis 

mit wachsendem Zeitraum, in welchem der Körper dieser Dosis 

ausgesetzt ist. So wurde bereits erklärt, dass mit fallender 

Dosisrate der Zeitraum zwischen zwei aufeinander folgenden 

Strahleneinfangereignissen mit ihren Energiepaketen in einem 

definierten Gewebevolumen sich soweit vergrößern kann, 

dass Reparaturmechanismen auf einzelne Treffer optimal ablaufen 

können. Eine ähnliche Situation entsteht bei mehrmaliger 

Exposition mit kleinen Einzeldosen in entsprechend längeren 

zeitlichen Abständen, oder bei Teilkörperbestrahlung, 

bei der im Gesamtorganismus Reserven für Reparaturfähigkeit 

vor allem über im Blut zirkulierende Stammzellen erhalten 

bleiben. 

Eine bei kurzzeitiger Ganzkörperexposition tödlich wirkende 

Dosis lässt sich experimentell so weit strecken, dass sie auf 

Grund der Reparatureffizienz des Körpers klinisch zunächst wirkungslos 

bleibt. Schließlich führt Dosisakkumulation jedoch über 

Akkumulation von DNS-Schäden vor allem in den Stammzellen 

für die Blutbildung zum relativ abrupten Zusammenbruch nicht 

61

selten mit Todesfolge. Auch ist zu berücksichtigen, dass während 

der Expositionszeit sich die Wirkung der dem Körper zur Verfügung 

stehenden Abwehr- und Reparaturmechanismen zur Erhaltung 

der Population funktionstüchtiger Zellen optimiert, solange 

Stammzellen differenzierende Zellen nachliefern können. Der klinische 

Verlauf und Ausgang solch spät auftretender Erkrankungen 

zeigt die Erschöpfung des Stammzellenreservoirs mit Insuffizienz 

der Bildung zirkulierender Blutzellen und geht gewöhnlich 

einher mit Infektionen und Blutungen. 

Andererseits liegen verschiedene Beobachtungen vor, dass 

kleine Dosisraten mit �-Strahlen im Bereich von 1 mGy pro 

Stunde bei Mäusen die Immunabwehr stimulieren und dadurch 

auch therapeutisch wirksam sein können. Auch genetische 

Mutationsraten wurden bei kleinen Dosisraten in ähnlicher 

Größenordnung untersucht, und es ergab sich eine 

von der Dosisrate abhängige Minimierung der Mutationen 

unterhalb des Kontrollwertes. Diese Berichte deuten auf die 

Fähigkeit von Anpassungsreaktionen von Organismen auf 

kleine Dosen und zwar abhängig von der Dosisrate. 

- Somatische Spätschäden nach Strahlenexposition mit 

hoher Dosis oder Dosisrate 

Auch die relativ strahlenresistenten Gewebe und Organe des 

Körpers können nach akuter Einwirkung hoher Dosen und nach 

chronischer Exposition mit hohen Dosisraten im Verlaufe von 

Jahren klinisch deutliche Funktionsstörungen mit entsprechenden 

anatomischen Organveränderungen entwickeln. Bei diesen 

Krankheitsbildern sind die Symptome wiederum Folge von akkumulierten 

Zellschäden, und häufig von solchen Schäden, die 

sich in den entsprechenden Vorläuferzellen der betroffenen 

Gewebe und Organe angehäuft haben. So ist verständlich, dass 

eine Mindest- oder Schwellendosis zur Ausbildung solcher 

Schäden erforderlich ist. Die niedrigste Schwellendosis für deterministische 

Spätschäden betrug, wie sie bisher von den Erhebungen 

bei den Überlebenden der Atombomben in Japan erkennbar 

waren, etwa 0.5 Gy. 

Bei deterministischen Spätschäden können Herz- Kreislaufstrukturen, 

insbesondere Blutgefässe, Lungengewebe, Augenlinse, 

und, wie oben bereits genannt, auch Haut und Schleimhäute 

betroffen sein. Die für die Ausbildung einiger solcher 

Schäden erforderlichen Dosen sind relativ hoch und kommen 

62

praktisch nur bei Teilkörperbestrahlung als auslösende Ursache 

in Frage. So sind zur Entwicklung einer chronischen Hautentzündung 

(Dermatitis) mit trockener, atrophischer, haarloser Haut 

mit kleinen Blutgefäßerweiterungen und Pigmentierungen Dosen 

von 10 Gy und mehr nötig. Für die Ausbildung einer Augenlinsentrübung 

ist eine akute Exposition von 2 Gy erforderlich 

und bei Langzeitexposition braucht es dazu etwa 15 Gy. Auch 

die Lungen sind relativ zu einigen anderen Organen für deterministische 

Spätschäden strahlenempfindlich, so dass eine 

Strahlen-Pneumonie schon 2-6 Monate nach etwa 17-18 Gy 

auftreten kann und bei noch höheren Dosen eine irreversible 

Gewebeverhärtung durch so genannte Fibrose mit Verzögerungen 

von Jahren nach sich zieht. Diese Veränderungen werden 

als besondere Gefahren bei Strahlentherapieplanung im Brustbereich 

berücksichtigt. Das Ausmaß der Reaktionen hängt ab 

vom bestrahlten Gewebevolumen, der Dosis und der Art der 

fraktionierten Bestrahlung, wobei die letztere Expositionsart für 

die Lunge akut schädlicher sein kann als einmalige Dosis. Tabakrauchen 

mit Inhalation hat eine besonders starke Förderwirkung 

bei der Ausbildung von strahlenbedingten Lungenerkrankungen. 

Zu den deterministischen Schäden können auch chronische 

Infektionen auf Grund eines kompromittierten Immunsystems 

gezählt werden, wobei je nach chronischer Belastung eine 

Dosisakkumulation von mehreren Gy schon ausreicht. 

Stochastische Spätschäden 

- Allgemeine Einleitung, Risikoanalyse 

Stochastische Spätschäden sind bösartige Erkrankungen, die 

mit einer zeitlichen Verzögerung, oder Latenzzeit, von Jahren 

auftreten. Auch heute noch, über 60 Jahre nach der Katastrophe, 

werden in der Gruppe der Überlebenden der Atombomben 

in Japan mehr Krebsfälle registriert, als in der gewählten Kontrollpopulation 

auftreten. Keine andere menschliche Gruppe ist 

unter so sorgfältiger und langfristiger medizinischer Kontrolle 

wie die der Japanischen Atombombenopfer. Diese Daten und 

andere Kollektive, die langfristig nach akuter Bestrahlung klinisch 

beobachtet worden sind, zeigen eindeutig, dass Dosen 

über etwa 0.2 Gy eine erkennbare Anhebung der Krebshäufigkeit 

bei den Exponierten bedingen. 

Eine besondere Schwierigkeit der Risikoabschätzung bei stochastischen 

Spätschäden, vor allem nach Exposition mit kleinen 

63

Dosen, ist die Tatsache, dass die durch ionisierende Strahlen 

ausgelösten Krebs- und Leukämieerkrankungen, ebenso wie 

Erbschäden keine leicht erkennbaren spezifischen Merkmale 

als Strahleneffekte aufweisen. Solche Erkrankungen werden 

durch viele andere toxische Substanzen ebenfalls verursacht. 

Sie treten in großem Umfang „spontan“ auf, ohne dass die 

auslösende Ursache klar erkannt wird. Die Krebstodesrate in 

Industrieländern liegt bei etwa 25 %, wobei regionale Schwankungen 

unabhängig von einer Strahlenexposition registriert 

werden. Eine geringfügige Erhöhung dieser Todesrate um 

Bruchteile eines Prozents eventuell durch niedrige Dosen, wie 

im Bereich der natürlichen Strahlenexposition, ist daher, wenn 

überhaupt, nur an sehr großen Personengruppen, d.h. Kollektiven, 

nachweisbar, wobei die für eine sichere Aussage notwendige 

Größe des Kollektivs von der Höhe der Strahlenexposition 

abhängt: Je kleiner die Dosis, um so größer muss das Kollektiv 

sein, um einen Zusammenhang mit der Strahlung nachzuweisen. 

So kann leicht berechnet werden, dass zum etwaigen Hinweis 

auf eine strahlenbedingte Erhöhung der Krebsrate von einer 

zusätzlichen jährlichen Exposition mit 1 mGy die langfristige 

Beobachtung von 5 bis 10 Millionen so exponierter Menschen 

notwendig ist. In der Realität werden Kollektive, die auch nur 

annähernd diese Bedingungen erfüllen, wohl niemals zu finden 

sein. Aufgrund der hohen natürlichen oder spontanen Krebsraten 

auf der Welt, besonders in Industrieländern, mit erheblichen regionalen 

und auch zeitlich statistisch bedingten Schwankungen, 

die zum Teil durch individuelle Lebens- und Ernährungsweisen 

bestimmt werden. können gegenwärtig keine eindeutigen Aussagen 

der Epidemiologie gemacht werden, inwieweit kleine Dosen 

Krebs verursachen. Bessere Zugänge zur Frage der Krebshäufigkeit 

bei kleinen Dosen erlauben Tierexperimente, die Mechanismen 

etwaiger Zusammenhänge zwischen ionisierenden 

Strahlen, Krebsentwicklung und individuellen Umwelt- und Lebensbedingungen 

generell erklären lassen, aber durchaus nicht 

einfach auf menschliche Kollektive übertragen werden können. 

Bei der Entwicklung epidemiologischer Methoden, zwischen Dosishöhe 

und Krebsrate einen Zusammenhang herzustellen, sind 

einwandfrei gemessene Daten bei höheren Dosen zur Auswertung 

gekommen. Hier stellt das Kollektiv der Überlebenden der 

Atombomben in Hiroshima und Nagasaki den heute wichtigsten 

Ansatz. Aber auch andere Kollektive überexponierter 

64

Personen sind meist bei chronischer Exposition vorhanden. 

So stellen beispielsweise die Bergarbeiter im sächsischen 

Erzbergbau ein solches Kollektiv. Dieser Personenkreis 

wurde schon im 16. Jahrhundert dadurch auffällig, dass ungewöhnlich 

viele Arbeiter an der so genannten „Schneeberger 

Krankheit" litten und starben. Diese 1879 als Lungenkrebs erkannte 

Krankheit hatte ihre Ursache in der Inhalation hoher 

Konzentrationen von Radon und seinen Folgeprodukten mit der 

Atemluft wegen unzureichender Bewetterung der Stollen, wobei 

Lungendosen von 10 bis 100 Sv auftraten. 

Für die Abschätzung des Risikos bei kleinen Dosen benutzen 

Epidemiologen meist die Methode der Extrapolation von beobachteten 

Effekten bei hohen Dosen. Somit wird die bei hoher 

Dosis und hoher Dosisleistung gefundene mehr oder weniger 

lineare Dosisabhängigkeit des Risikos auf den niedrigen 

Dosisbereich umgerechnet. Die Rechtfertigung für das Modell 

der linearen Dosis-Risiko Beziehung basiert wesentlich 

auf der experimentell bestätigten linearen Beziehung zwischen 

Dosis und der Anzahl der DNS-Schäden und der daraus 

folgenden Mutationsfrequenzen in exponierten Zellen 

und Organismen. Lineare Extrapolationen für Krebserkrankungen 

unterstellen jedoch, dass ionisierende Strahlen im unteren 

Dosisbereich die gleiche Wirkung auf das Gesamtsystem 

pro Dosiseinheit haben wie bei hohen Dosen. In der Tat 

liegen heute Hinweise darauf vor, dass der Gesamtorganismus 

bei hohen Dosen anders reagiert als bei kleinen Dosen. 

- Sekundäre Faktoren bei der Risikoanalyse 

Bei der generellen Entscheidung der meisten Epidemiologen 

für das Modell der linearen Dosis-Risiko Beziehung bei 

kleinen Dosen, werden auch andere Faktoren in Betracht 

gezogen. Sie beziehen sich auf die Tatsache, dass Krebserkrankungen 

generell mit dem Alter häufiger auftreten. So 

sind zum Beispiel für das zeitliche Auftreten der einem 

Strahlenrisiko zugewiesenen Krebserkrankung nach einer 

Exposition zwei Modelle entwickelt worden. 

Das erste Modell bestimmt das relative Risiko und geht davon 

aus, dass nach der Exposition das Krebsrisiko um einen 

bestimmten Prozentsatz des Spontanrisikos erhöht ist, und 

dass der Faktor der Erhöhung im Laufe des Lebens konstant 

bleibt. Nach heutiger Kenntnis entsprechen diesem 

65

Modell am besten die verfügbaren Daten über das Risiko 

bei hohen Dosen für solide Krebstumoren. Es gibt neuerdings 

aber auch Hinweise, dass nach einigen Jahrzehnten 

dieses Risiko wieder abnimmt. 

Das zweite Modell betont das absolute Risiko. Es geht nach 

der Exposition mit einer bestimmten Dosis von einer Gesamtzahl 

zusätzlicher Krebsfälle innerhalb eines bestimmten 

Zeitraums aus. Nach diesem Zeitraum entspricht die Krebsrate 

im exponierten Kollektiv wieder der Spontanrate. Mit 

diesem Modell decken sich die vorliegenden Daten über 

Knochenkrebs, wie Osteosarkome, und auch Leukämien 

nach hohen Dosen. 

Bei der Abschätzung der Gesamtzahl aller zusätzlichen 

Krebstodesfälle durch eine Strahlenexposition spielen im 

Modell des relativen Risikos die mittlere Lebenserwartung 

des Kollektivs und das Alter zur Zeit der Strahlenexposition 

eine besondere Bedeutung. Der notwendige Beobachtungszeitraum 

umfasst die gesamte Lebenszeit. Beim Modell des 

absoluten Risikos wird dagegen die abgeschätzte Zahl über 

einen bestimmten Zeitraum lediglich durch unterschiedliche 

Empfindlichkeiten der einzelnen Altersgruppen beeinflusst. 

Der notwendige Beobachtungszeitraum umfasst nur die 

Zeitspanne, in der das Risiko erhöht ist. 

- Die Überlebenden in Hiroshima und Nagasaki 

Aktuelle Daten aus Japan zeigt die Abb. 2.17. Hier sind die 

Zahlen der in den einzelnen Dosiskategorien beobachteten 

Personen und der in diesen Gruppen aufgetretenen Krebserkrankungen 

eingetragen und mit Erwartungswerten von 

Kontrollkollektiven verglichen, wobei die annähernde Standardabweichung 

mit angegeben ist. Für die mit diesen Zahlen 

durchgeführte epidemiologische Auswertung wurde die 

lineare Dosis-Risiko Beziehung gewählt, und zwar über den 

gesamten Dosisbereich von unter 0.005 Gy bis zu über 2 Gy. 

Die Begründung für die Annahme der Linearität ist, wie bereits 

erwähnt, die vielfach bestätigte Beobachtung, dass 

DNS-Schäden mit der Dosis proportional, d. h. linear ansteigen. 

Mit dieser Prämisse und unter Berücksichtung der be- 

obachteten Häufigkeit verschiedener Krebsarten bei den 

einzelnen Dosiskategorien wurde dann errechnet, dass Do- 

66

Registrierte und erwartete Tote mit solidem Carcinom 

1950 – 1997 bei Atombomben Überlebenden in Japan 

Dosis Nr. Pers. Solide Ca + Solid Ca + 

Gy beobachtet beobachtet erwartet 

< 0.005 37458 3833 ± 62 3844 ± 62 

0.005 - 0.1 31650 3277 ± 57 3221 ± 57 

0.1 - 0.2 5732 688 ± 26 622 ± 25 

0.2 - 0.5 6332 763 ± 28 678 ± 26 

0.5 - 1.0 3299 438 ± 21 335 ± 18 

1.0 - 2.0 1613 274 ± 17 157 ± 13 

2.0 + 488 82 ± 9 38 ± 6 

Gesamt 86 572 9335 ± 97 8895 ± 30 

Prozent 100 % 10.8 % 10.3 % 

nach Preston DL et al., 2003 

Abb. 2.17 

sen bereits im Bereich von 0.05 Gy krebsauslösend sein 

könnten. Die Zahlen in Abb. 2.17 belegen den relativ kleinen 

Anteil von etwa 0.5 % von tödlichen Krebserkrankungen, die 

im Gesamtkollektiv der exponierten Personen über die Jahre 

als strahleninduziert gelten könnten. Die hohe Zahl spontaner 

Krebserkrankungen macht es in kleinen Dosisbereichen 

besonders schwierig, wenn nicht gar unmöglich, den einer 

Strahlenexposition rechnerisch zugeordneten Anteil der 

Krebserkrankungen tatsächlich der Einwirkung von Strahlen 

zuzuschreiben. Die Anwendung des Modells der linearen 

Dosis-Risiko Beziehung, wie sie sich aus der Analyse von 

DNS-Schäden ergibt, gilt vielen Strahlenschützern bis heute 

noch als der sicherste Weg für einen optimalen Strahlenschutz. 

Das Bemühen, den best möglichen Strahlenschutz zu gewährleisten, 

führte die Internationale Strahlenschutzkommission 

(ICRP) schon in der 70er Jahren dazu, mit Hilfe des 

Modells der linearen Dosis-Risiko Beziehung die Krebshäufigkeit 

in der exponierten Population pro Dosis-Einheit 

anzugeben und zudem auch für einzelne Krebsarten solche 

Wahrscheinlichkeiten zu benennen und diese Werte jeweils 

den neuen im wesentlichen aus Japan stammenden Erhebungen 

anzupassen. Andere internationale Organisationen 

67

unternahmen ähnliche Bemühungen und veröffentlichten 

Daten zum Risiko im Laufe des Lebens an strahleninduziertem 

Krebs zu erkranken. Die folgende Aufstellung vergleicht 

die Schätzungen des Lebenszeitrisikos pro Dosis-Einheit für 

eine Reihe strahleninduzierter Krebserkrankungen, wie sie 

1991 von der Internationalen Strahlenschutzkommission 

(ICRP), und 2000 von der Wissenschaftlichen Kommission 

für Effekte Atomarer Strahlung der Vereinten Nationen 

(UNSCEAR) vorgetragen worden sind. Alle diese Angaben 

wurden unter Anwendung des Modells der linearen Dosis- 

Risiko Beziehung im kleinen Dosisbereich erstellt und zwar 

unter Berücksichtigung des relativen und absoluten Risikos. 

Geschätztes Lebenszeitrisiko pro 0.01 Gy pro 10 6 

exponierte Personen 

(Spontan-Risiko liegt bei etwa 250,000 pro 10 6 Personen) 

KREBS- ICRP 1991 UNSCEAR 2000 * 

ERKRANKUNG 

Leukämie 

Alle Krebserkrankungen 

50 50 

außer Leukämie 

Verdauungstrakt 

450 520 

Speiseröhre 30 25 

Magen 110 18 

Kolon 85 75 

Leber 15 20 

Lungen 85 160 

Weibliche Brust 20 43 

Knochen 5 - 

Haut 2 - 

Eierstöcke 10 - 

Blase 30 22 

Niere - - 

Schilddrüse 8 - 

Andere solide Krebserkrankungen 50 160 

Für UNSCEAR * = Mittelwert verschiedener Ansätze (relatives 

vs. absolutes Risiko) 

68

- Für einzelne Organe geschätzte Risikoanteile am 

Gesamtrisiko 

Aus den obigen Daten hat die ICRP 1991 für den praktischen 

Strahlenschutz eine Reihe von Wichtungsfaktoren 

empfohlen. Diese geben denjenigen geschätzten Anteil von 

zu erwartenden strahleninduzierten Gesamtkrankheitsfällen 

an, der in einer Population nach Ganzkörperexposition mit 

einer bestimmtem Dosis in Sv auf das jeweilig aufgeführte 

Organe entfällt. Wichtungsfaktoren sind somit Ausdruck von 

definierten Risiken und basieren auf der Annahme einer linearen 

Dosis-Risiko Beziehung in kleinen Dosisbereich. Die 

erfassten Erkrankungen schließen sowohl genetische Schäden 

als auch stochastische Spätschäden in Sinne von 

Krebserkrankungen ein: 

Keimdrüsen (Risiko durch vererbbare, 

d.h. genetische, Schäden) 0,20 (20 %); 

Rotes Knochenmark (Leukämierisiko), Lunge, 

Enddarm und Magen je 0,12 (je 12 %); 

Brust, Schilddrüse, Blase, Leber und 

Speiseröhre je 0,05 (je 5 %); 

Knochenoberfläche und Haut je 0,01 (je 1 %); 

Alle übrigen Gewebe insgesamt 0,05 (5 %); 

Summe (Gesamtkörper) = 1 (100 %). 

Es ist offensichtlich, dass die hier genannten Wichtungsfaktoren 

Näherungswerte sind und Spätschäden zusammenfassen 

wollen, welche zum Zwecke des Strahlenschutzes 

auch zur Ermittlung der so genannten „effektiven Äquivalentdosis" 

dienen sollen. Diese Dosis in Sv repräsentiert das 

genetische und somatische Gesamtrisiko für strahleninduzierte 

Spätschäden; das heißt, sie ist die Summe aller entsprechend 

den Organempfindlichkeiten gewichteten Teilkörperäquivalentdosen. 

- Andere epidemiologische Studien an exponierten 

Populationen 

Neben den Studien in Japan sind verschiedene große epidemiologische 

Studien vor allem in den letzten Jahren veröffentlicht 

worden: an Arbeitern in der Kernkraftindustrie und 

im Uranbergbau verschiedener Länder, und in Werften von 

69

Kernkraft getriebenen Schiffen, sowie an solchen Bevölkerungsgruppen, 

die erhöhter Strahlenexposition in der Nähe 

von Kernwaffen produzierenden Anlagen ausgesetzt waren, 

oder die in der medizinischen Strahlenkunde vor allem in der 

Frühphase der Röntgenologie gearbeitet haben. Bei nahezu 

all diesen Studien wurden die Daten prinzipiell nach dem 

Modell der linearen Dosis-Risiko Beziehung im kleinen Dosisbereich 

ausgewertet. Die entsprechenden Schlussfolgerungen 

sind widersprüchlich. 

Es scheint, dass bei chronischer Exposition mit kleinen Dosen 

erst bei relativ hohen akkumulierten Dosen das Krebsrisiko 

erkennbar ansteigt. Ein besonders hoher Schwellenwert 

von etwa 5 Gy zeigte sich bei Malerinnen von Uhrenzifferblättern 

mit Leuchtfarben, die Radium-226 und Radium-228 

enthielten. Die Malerinnen befeuchteten die feinen Pinsel 

mit der Zunge, und das so im Körper aufgenommene Radium 

mit seinen �-Teilchen führte zu chronischer Bestrahlung 

und nach Jahren zur Entwicklung von Knochensarkomen. 

Ein noch höherer Schwellenwert von etwa 10 Gy war für 

Knochensarkom bei chronisch exponierten Hunden mit 

Strontium-90, einem reinen �-Strahler, zu sehen. Auch bei 

epidemiologischen Analysen von Kernindustrie-Arbeitern, 

die chronisch hauptsächlich �-Strahlung ausgesetzt waren, 

ergaben ohne Anpassung der in den Dosis-Kategorien beobachteten 

Krebshäufigkeiten an das Modell der linearen 

Dosis-Risiko Beziehung, dass im kleinen Dosisbereich die 

erhobenen Zahlen an Krebskrankheiten nicht nur keine statistisch 

signifikante Anhebung erkennen lassen, sondern 

eher einen Dosis-Schwellenwert für die Induktion von 

Krebserkrankungen ergaben oder sogar eine Verringerung 

der Krebserkrankungen zeigten. 

Zablotska LB et al. publizierten 2004 die Mortalität bei 

45.468 Arbeitern der kanadischen Kernkraftindustrie nach 

chronischer Exposition mit niedrigen Strahlendosen: „Für alle 

soliden Krebsarten zusammen zeigt die kategorische 

Analyse eine signifikante Verringerung des Risikos in der 

Kategorie 1–49 mSv im Vergleich zur niedrigsten Kategorie 

(< 1 mSv) mit einem relativen Risiko von 0.699 (95 % VI: 

0.548, 0.892).“ und „Über 100 mSv schien das Risiko zu 

steigen.“ 

70

Auf Grund früher bekannter Daten und nun neuerer zahlreicher 

experimenteller und epidemiologischer Untersuchungsergebnisse 

über den Mangel an beobachtbarer Linearität 

der Beziehung zwischen Krebs und kleinen Dosen hat sich 

vor allem in den letzten Jahren der Zweifel an der Richtigkeit 

der wissenschaftlichen Grundlage der Anwendung der linearen 

Dosis-Risiko Beziehung verstärkt. Diese Tendenz wird 

unterstützt durch strahlenbiologische Grundlagenforschung 

über die Wirkung kleiner Dosen auf komplexe biologische 

Systeme. Zunehmend werden systemimmanente und 

Schutz bringende Reaktionen neben DNS- und anderen 

Schäden berichtet. Auch die ICRP hat stets betont, dass die 

Annahme einer linearen Dosis-Risiko Beziehung bis zur 

kleinsten Dosis zwar für den Strahlenschutz die höchste Sicherheit 

bringt, aber für die Anwendung in epidemiologischen 

Studien wissenschaftlich nicht begründet ist. Vor allem 

erscheint es nicht angebracht, unter Einsatz der linearen 

Dosis-Risiko Beziehung im kleinen Dosisbereich Vorraussagen 

zu machen, wie viele Krebserkrankungen nach 

einer Exposition im kleinen Dosisbereich auftreten, wie dies 

vor allem nach der Reaktorkatastrophe in Tschernobyl ausgiebig 

gemacht worden ist. 

2.5. Anstehende Modifikationen der Risikoanalyse 

Die möglichen Dosis-Risiko Beziehungen für Strahlenkrebs 

Angesichts dieser neueren Entwicklungen ist es angebracht, 

alternative Modelle der Dosis-Risiko Beziehung zu betrachten. 

Sicher hat das Modell der linearen Dosis-Risiko Beziehung 

eine gewisse Stütze in der Grundlagenforschung und 

auch viele Vorteile in der praktischen Anwendung für eine 

Risikoanalyse, wie oben dargelegt. Aber sie verführt auch zu 

nur scheinbar gültigen Aussagen, deren Gewicht in der breiten 

Öffentlichkeit eindeutig zu einer großen Strahlenangst 

geführt hat, welche auch medizinisch gerechtfertigte Strahlenexpositionen 

im Bereich ärztlicher Anwendung erschwert 

und jede beruflich bedingte Strahlenexposition wo auch immer 

ausschließen will, wenn sie sogar unter den Dosen liegen, 

die natürlicherweise auf der Erde unvermeidbar sind. 

71

So ergibt sich die Situation, dass Patienten aufgrund ihrer 

Angst vor Strahlen strahlendiagnostische Untersuchungen 

ablehnen, damit das frühzeitige Erkennen einer Erkrankung 

verhindern und sich somit selbst einen größeren Schaden 

durch eine zu späte oder unterlassene Therapie zufügen. 

Für eine rationale Risiko-Nutzen-Analyse einer Strahlenexposition 

haben sowohl das eigentliche Strahlenrisiko als 

auch medizinisch-psychologischen Risiken wie auch die mit 

diesen verbundenen Kosten für die Allgemeinheit hohen 

Rang. 

Die für die Strahlenschutz offensichtlich zentrale Bedeutung 

der linearen Dosis-Risiko Beziehung für Krebserkrankungen 

durch kleine Dosen wird gegenwärtig von Befürwortern und 

Gegnern kontrovers diskutiert. Die Befürworter sehen in der 

Linearität der Beziehung zwischen DNS-Schäden und Dosis 

die stärkste Stütze ihrer Argumente, wobei sie auch auf die 

große Tradition der mit dem Nobelpreis gewürdigten strahlenbiologischen 

Mutationsforschung verweist. Die Gegner 

der linearen Dosis-Risiko Beziehung für strahleninduzierten 

Krebs bei kleinen Dosen berufen sich sowohl auf neuere 

Analysen epidemiologischer Daten wie vor allem auf die 

neueren Forschungsergebnisse der Strahlenbiologie vor allem 

der beiden letzten Jahrzehnte mit Entdeckungen von 

strahleninduzierten komplexen Systemreaktionen bei kleinen 

Dosen, wie adaptive Protektion, Bystander Effekten, 

und der Instabilität des Genoms. 

Es ist daher nicht verwunderlich, dass große Anstrengungen 

gemacht werden, um zu einer vernünftigen und dem Schutz 

des Menschen wie der Natur dienenden Modell einer wissenschaftlich 

begründeten und gesellschaftlich akzeptablen 

Dosis-Risiko Beziehung bei kleinen Dosen zu kommen. Die 

Abb. 2.18 zeigt die grundsätzlich bestehenden Alternativen 

der Dosis-Risiko Beziehungen: die supra-lineare, die lineare, 

die linear-quadratische, die Schwellen- und Hormesis- 

Funktion. In dieser Darstellung ist die Dosis als Logarithmus 

eingetragen, um die im kleinen Dosisbereich großen Varia- 

tionsmöglichkeiten leichter zu veranschaulichen. 

Bei der Abwägung der unterschiedlichen Wahrscheinlichkeiten 

dieser fünf prinzipiell möglichen und auf Modellen basierenden 

Funktionen müssen zelluläre Besonderheiten je nach 

72

Abb. 2.18 

Alternative Dose-Risk Functions 

Mögliche Dosis-Risiko Beziehungen 

für durch Radiation-Induced Strahlung bedingten Cancer Krebs 

Options of Low-Dose Induced Cancer Risk 

relatives Risiko für Krebs 

Linearität ? 

Supralinearität ? 

�D •�D 2 ? 

1 

Log. Dosis Dose D 

Schwelle ? 

Hormesis ? 

Organismus, Zellart, Zellstoffwechsel und Zellzyklusphase 

berücksichtigt werden. Aber ungeachtet der indivi-duell speziellen 

Strahlenempfindlichkeit verschiedener Organismen 

und Zellsysteme ist doch allen biologischen Systemen gemeinsam, 

dass sie in hierarchisch organisierten Strukturen 

mit ihren besonderen Signalnetzen Mechanismen besitzen, 

die dem Erhalt des gesamten Organismus dienen, wie dies 

bereits erläutert wurde. 

Physiologische Abwehr- und Anpassungsreaktionen 

biologischer Systeme 

Die biologischen Antwortreaktionen auf Störungen der Homöostase 

in biologischen Systemen hängen vom Ausmaß der 

Störung ab, d. h. von ihrer Qualität und Quantität, und von der 

Art der betroffenen Zellen und Gewebe. Um es erneut zum 

Ausdruck zu bringen, bei minimalen Störungen kommt es generell 

relativ schnell zur Wiederherstellung der physiologischen 

Ausgangslage, während bei größeren bzw. ernsteren 

Störungen zunehmend kompliziertere Regelkreise mitspielen, 

die wiederum andere Signalnetze mit ihren Folgereaktionen 

auf höheren Organisationsebenen beeinflussen können. 

Kommt es zu partieller Zerstörung funktionstragender Strukturen, 

reagieren biologische Systeme mit dem Bemühen der 

73

Reparatur. Beispiele solcher Reaktionen wurden bereits im 

Kapitel “Abwehr- und Reparaturmechanismen“ genannt. 

Über die direkten Reaktionen immanenter Abwehrmechanismen 

hinaus können kleine Dosen wie auch andere Stress 

auslösende Störungen in betroffenen biologischen Systemen 

verspätet einsetzende und meist nur zeitweise wirksame 

Reaktionen verursachen, welche die vorhandenen Abwehrmechanismen 

vorübergehend stärken und somit das 

System vorübergehend anpassen, d. h. adaptieren, um erneut 

auftretende Störungen effektiver zu bewältigen als dies 

bei der vorangegangenen Störung der Fall war. Adaptive 

Reaktionen können alle Organisationsebenen umfassen, 

Gen-Expressionen ändern, und erscheinen als 1.) verbesserte 

Abwehr gegen toxische Agenzien, wie reaktive Sauerstoffradikale, 

d.h. ROS, 2.) verbesserte und beschleunigte 

DNS-Reparatur mit Änderungen des Zellzyklus zwischen 

den Zellteilungen, und 3.) Stimulierung der Schadensbeseitigung 

zum Beispiel durch Signal-induzierten Zelltod, d. h. 

Apoptose, oder durch Stimulierung der Immunabwehr, sowie 

Zelldifferenzierung. Bei Dosen über etwa 0.1–0.2 Gy wurde 

das Versagen dieser adaptiven Reaktionen ausgenommen 

die Apoptose zunehmend deutlich. Eine Zusammenfassung 

veröffentlichter Daten zur Dosisabhängigkeit beobachteter 

adaptiver Reaktionen zeigt schematisch die Abb. 2.19. 

74 

Induktion von Schutz durch niedrigere Dosen 

Schema der Dosisabhängigkeit des adaptiven Schutzes 

Schutz vor Gewebeschaden 

max. � Schutz 

� 0.6 - 1 

Adaptiver Schutz involviert 

Gen Expression und bringt: 

Schutz vor DNS-Schaden 

Reparatur von DNS-Schaden 

Immunreaktion 

Zelltod (Apoptose) 

0.1 0.2 0.3 0.4 0.5 0.6 0.7 

Dosis (Gy) 

Feinendegen LE, 2005 A 

Abb. 2.19

Normalisierte Reaktion 

0 

0 

Induktion von Schutz durch niedrige Dosen 

Schema der Dauer des adaptiven Schutzes (t p) 

DNS Schutz (ROS Abbau); Apoptose 

DNS Reparatur; Zellproliferation 

Sofort-Reparatur 

Immunreaktion 

Stunden Tage Wochen Monate 

Log Zeit nach einmaliger Bestrahlung 

Feinendegen LE 2005 

Abb. 2.20 

Die Dauer der Wirkung dieser Reaktionen ist schematisch in 

Abb. 2.20 aufgetragen. Die in verschiedenen biologischen 

Systemen insbesondere in Mäusen und Ratten erhobenen 

experimentellen Daten lassen erkennen, dass die unterschiedlichen 

Schutzmechanismen nach ihrer Induktion von 

Stunden bis mehrere Wochen anhalten. Besonders lange 

währt der induzierte Immunschutz, der sich über mehrere 

Monte erstrecken kann. Diese relativ neuen Untersuchungsergebnisse 

bei unterschiedlichen biologischen Systemen 

schließen auch Dosis spezifische Änderungen der Expression 

von zahlreichen Genen ein. 

Abb. 2.21 

Reaktion biologischer Systeme 

auf ionisierende Strahlung 

Organismus 

Zellen 

DNS 


�� 

�� 

�� 

�� 

�� 

�� 

�� 

�� 

75

Die Abb. 2.21 skizziert schematisch die Bedeutung der physiologischen 

sofortigen Abwehr- und verspäteten Anpassungsprozesse 

biologischer Systeme für das Ausmaß von 

Gesundheitsschäden als Folge von Primärschäden auf der 

atomar-molekularen Organisationsebene, d. h. auch der 

DNS. Der für DNS-Schäden beobachtete lineare Anstieg mit 

zunehmender Dosis setzt sich im Gesamtsystem des Organismus 

nicht fort. Erst wenn die physiologischen Prozesse 

zur sofortigen Kontrolle der Homöostase und für die adaptiven 

Reaktionen auf den verschiedenen Organisationsebenen 

erlahmen oder zerstört werden, zum Beispiel durch hohe 

Dosen, kann ein Schaden auf der untersten Organisationsebene 

sich sozusagen wenig gehindert mit hoher Wahrscheinlichkeit 

im gesamten System ausbreiten, z. B. vom 

DNS-Schaden zur Krebszelle, und mit Latenzzeiten von 

Jahren zum tödlichen Tumor führen. Daher erscheint die 

Wahrscheinlichkeit strahlenbedingter Krebserkrankungen 

solange nicht proportional zum Ausmaß strahleninduzierter 

DNS-Schäden zunehmen, wie die sofortigen Abwehr- und 

verspäteten Anpassungsprozesse intakt funktionieren. Erst 

hohe Dosen, wie experimentell und epidemiologisch nachgewiesen, 

bedrohen den Gesamtorganismus proportional 

zum Ausmaß des DNS-Primärschadens. Die Information in 

Abb. 2.21 dient als Begründung für die Rechtfertigung der 

Annahme, dass in Abb. 2.18 diejenigen Dosis-Risiko Funktionen 

unwahrscheinlich sind, die im kleinen Dosisbereich 

eine lineare oder supra-lineare Dosis-Risiko Beziehung annehmen. 

So bleiben die Schwellendosis oder/und die Hormesis 

Funktionen eher wahrscheinlich. 

2.6. Hormesis und kleine Dosen 

Wie im diesem Abschnitt näher erläutert wird, verdient die 

Hormesis Funktion nach Bestrahlung mit niedriger Dosis eine 

besondere Erwähnung und Erklärung, auch wenn sie gegenwärtig 

von zahlreichen im Strahlenschutz arbeitenden Personen 

und vielen Strahlenbiologen als völlig konträr zum bestehenden 

System des Strahlenschutzes zurück gewiesen wird. 

Die Frage lautet, wie kann eine niedrig dosierte Strahlenexposition 

zu einer Verringerung der spontanen Krebshäufigkeit 

in einer Population führen, oder wie kann die Wahr- 

76

scheinlichkeit einer Krebserkrankung oder einer anderen Erkrankung 

in einer mit kleiner Dosis bestrahlten Person unter 

die entsprechend natürlich gegebene Wahrscheinlichkeit 

sinken? Wie können vorliegende diesbezügliche epidemiologische 

und tierexperimentelle Daten erklärt werden? In 

den letzten Jahren sind viele wissenschaftliche Untersuchungen 

gemacht worden, deren Ergebnisse die gestellte 

Frage einer Beantwortung zumindest nahe bringen. 

Die wesentliche Erklärung geht von der Tatsache aus, dass 

die von ionisierenden Strahlen erzeugten biologischen Effekte 

im kleinen Dosisbereich sehr ähnlich solchen Effekten 

sind, die im normalen Zellstoffwechsel auftreten. Hier spielen 

die reaktiven Sauerstoff-Radikale, ROS, eine besondere 

Rolle. Diese sind je nach dem Ort ihrer Entstehung und ihrer 

Konzentration in der Zelle sowohl Signalsubstanzen wie 

auch Gifte. So wird heute allgemein zugestimmt, dass im 

Stoffwechsel der Zelle produzierte ROS ständig DNS- 

Schäden verursachen. Das Ausmaß dieser Schäden ist so 

groß, dass mit modernen Methoden erkannt wird, dass pro 

Zelle im Körper im Mittel pro Tag etwa zwischen 0.1 und etwa 

5 DNS-Doppelstrangbrüche, DNS-DSB, entstehen, wobei 

wahrscheinlich ist, dass mit fortschreitendem Alter des 

Individuums die Zahl der DNS-DSB zunimmt und eher im 

oberen Bereich liegt. Diese DNS-Schäden werden wesentlich 

verantwortlich für das Auftreten spontaner Krebserkrankungen 

gemacht. Die Wahrscheinlichkeit tödlicher Krebserkrankungen 

in Industrieländern liegt pro Person bei etwa 

0.25, d. h. etwa 1 von 4 Personen mit langer Lebenserwartung 

in Industrieländern stirbt an einem bösartigen Tumor. 

Die Wahrscheinlichkeit durch Strahlen induzierter Krebserkrankungen 

ist dagegen verhältnismäßig sehr klein, wie 

Abb. 2.17 zeigt. 

Es wurde berechnet und experimentell untermauert, dass 

die endogen im Laufe des normalen Stoffwechsels auftretenden 

DNS-DSB etwa 1000 mal häufiger im Mittel pro Zelle 

pro Tag sind als die durch normale Hintergrundstrahlung im 

Körper unausweichlich erzeugten DNS-DSB. Wenn die in 

Abschnitt „Die Überlebenden von Hiroshin and Nagasaki“ 

genannten Zahlen auch für kleine Dosen angenommen werden, 

wäre wohl wegen der relativ häufig qualitativ komplexeren 

Art der durch Strahlen verursacht DNS-DSB das Ver- 

77

hältnis der spontanen Krebshäufigkeit ( ~ 250 000) in einer 

Population von einer Million Personen zu der durch lebenslanger 

Hintergrundstrahlung (50 x 0.002 Gy ~ 0.1 Gy) verursachten 

Krebshäufigkeit in dieser Population (5000) nicht 

1000 sondern nur etwa 50. Dies dürfte bedeuten, dass DNS- 

DSB von ionisierenden Strahlen etwa 20 (1000 / 50) mal effektiver 

für die Erzeugung von zum Tode führenden Krebs 

sind als die DNS-DSB durch endogene Stoffwechselgifte, 

wie ROS. 

Die oben detaillierter erwähnten adaptiven Reaktionen nach 

kleinen Dosen bringen nicht nur Schutz gegen ionisierende 

Strahlen, sondern auch gegen andere toxische Substanzen, 

die DNS-Schäden verursachen. Hier spielen die ROS eine 

besondere Rolle. So darf man zu Recht annehmen, dass 

adaptiver Schutz auch gegen ROS wirksam ist. Diese Annahme 

ist konsistent mit einer Reihe von tierexperimentellen 

Untersuchungen. Unter dieser Annahme stellt sich die Frage, 

ob der von kleinen Dosen bewirkte Schutz gegen spontane 

Krebsentstehung so groß sein kann, dass der von kleinen 

Dosen selbst verursachte Schaden ausgeglichen wird, 

oder der Schutz sogar größer ist als der durch Strahlen induzierte 

Schaden. Verschiedene, auf experimentellen Beobachtungen 

beruhende Berechnungen zeigen, dass die gestellte 

Frag positive beantwortet werden kann. Das folgende 

Beispiel soll dies erläutern, auch wenn das Resultat eine 

grobe Vereinfachung der Abschätzung ist: 

1. Die Krebshäufigkeit mit tödlichem Ausgang beträgt in 

den Industrieländern etwa 250 000 pro einer Million 

Menschen. 

2. Das von 0.01 Gy induzierte Lebenszeitrisiko für Krebserkrankungen 

liegt nach den Angaben im Abschnitt 2.4.2.3. 

bei etwa 550-600 pro einer Million erwachsene Personen. 

Dabei ist nochmals zu betonen, dass diese Zahl auf 

der Annahme einer linearen Dosis-Risiko Beziehung basiert, 

welche wie oben erläutert eher eine Überschätzung 

des tatsächlichen Risikos bringen dürfte. 

3. Wird das Lebenszeitrisiko für zum Tode führende Krebserkrankungen 

auf einen Zeitraum von 50 Jahren, d.h. 600 

Monaten, angesetzt, entstehen im Mittel etwa 420 tödliche 

Krebserkrankungen pro Monat (250 000/ 600 ~ 420). 

78

4. Wenn der von 0.01 Gy induzierte adaptive Schutz umfassend 

etwa 1.5 Monate anhalten würde, wie dies Abb. 

20 zeigt, wäre der durch Strahlen induzierte Schutz vor 

spontanem Krebsrisiko etwa gleich hoch wie das durch 

Strahlen induzierte Risiko. 

5. Damit würde klinisch keine Erhöhung der Krebshäufigkeit 

nach 0.01 Gy zu erkennen sein. 

Bei der Annahme einer kleineren oder höheren Dosis würden 

sich die obigen Zahlen natürlich ändern; aber der Effekt 

eines Schutzes gegen spontane Krebserkrankung würde 

bleiben, und zwar so lange, wie die Dosis in demjenigen Bereich 

bleibt, in dem adaptive Schutzmechanismen optimal 

beobachtet werden, wie dies in Abb. 2.19 zu erkennen ist. 

Generell erscheint das Nettorisiko von durch Strahlen induzierten 

Krebserkrankungen gleich zu sein der Differenz zwischen 

den beiden dosisabhängigen Wahrscheinlichkeiten: 1. 

der durch Strahlen induzierten Krebserkrankungen hier maximal 

basierend auf der linearen Dosis-Risiko Beziehung 

über primäre DNS-Schäden, und 2. der durch Strahlen systembiologisch 

verminderten spontanen Krebserkrankungen. 

Dies illustriert das Schema in Abb. 2.22 für den Fall einer 

Dualer Effekt kleiner Dosen (niedrig-LET) 

Schema von Dosis-Risiko Beziehungen bei Krebserkrankungen 

– Krebsrisiko + 

Induktion von 

primären 

DNS-Schäden 

0.2 0.4 0.6 0.8 

Dosis (Gy) 


Abb. 2.22 

? 

Netto 

Krebsrisiko 

„Spontaner“ Krebs 

Wirkung von 

physiologischem und 

adaptivem Schutz 

79

einmaligen Exposition. Die in dieser Abb. eingezeichneten 

Kurven veranschaulichen schematisch eine Reihe von Befunden, 

die weiter zu präzisieren sind aber grundsätzlich eine 

experimentelle Grundlage haben. 

2.7 Literatur 

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81

3. Anwendung ionisierender Strahlung 

in Technik, Wissenschaft und Medizin 

3.1 Energieerzeugung (Kernspaltung, Fusion) 

Im Jahre 1938 machten Otto Hahn und Fritz Strassmann die 

Entdeckung, dass beim Beschuss von Uran mit thermischen 

Neutronen ein radioaktives Bariumisotop entsteht. Nachdem 

Lise Meitner und Otto Frisch die Beobachtungen der beiden 

kurze Zeit später als Spaltung der Urankerne interpretiert 

hatten, dauerte es nur 4 Jahre, bis Enrico Fermi die erste 

auf der Spaltung von 235 Uran basierende Kettenreaktion in 

Gang gesetzt hatte. Durch den gerade stattfindenden Zweiten 

Weltkrieg wurde auch an die militärische Nutzung dieser 

Entdeckung gedacht und entsprechende Forschungs- und 

Entwicklungsarbeiten fanden ihren grimmen Höhepunkt im 

Bau von Atombomben („Manhattan Projekt“). Die tragischen 

Folgen der Atombombenabwürfe von Hiroshima und Nagasaki 

machten klar, welch zerstörerisches Potential in der 

Kernspaltung innewohnen kann. Nach Beendigung des 

Krieges wurde intensiv an Wegen zur friedlichen Nutzung 

der in Atomkernen enthaltenen Energie gearbeitet. Im Jahre 

1997 existierten weltweit 437 Kernkraftwerke, die zusammen 

eine Kapazität von 352 GW elektrischer Leistung 

aufwiesen. Die mittels Kernkraft produzierte elektrische 

Energie entsprach einem Anteil von etwa 17 % an der global 

produzierten elektrischen Energie und machte etwa 6 % des 

globalen Energieverbrauchs aus (UNSCEAR 2000). 

Für das Verständnis der Kernenergie ist die Tatsache wichtig, 

dass sich die Bindungsenergie eines jeden Nukleons 

(d.h. eines Protons oder Neutrons) im Atomkern, ausgehend 

von leichten Kernen bis hin zu Kernen mit einer Massenzahl 

von etwa 60 erhöht. Dort erreicht sie ihr Maximum von circa 

8,5 MeV pro Nukleon und nimmt dann für noch höhere 

Atommassen wieder ab (Abb. 3.1). 

82

Lithium 

Abb. 3.1: Kernbindungsenergie pro Nukleon in Abhängigkeit 

von der Massenzahl des Atomkerns (Quelle: Lexikon der Kernenergie) 

Daher ist es möglich, sowohl durch Fusion zweier leichter 

Kerne als auch durch die Spaltung zweier schwerer Kerne 

nukleare Energie zu gewinnen. 

Kernfusion 

Bei leichten Kernen mit gerader Neutronen- und Protonenzahl 

(z. B. 4 He) ist die Bindungsenergie pro Nukleon verglichen 

mit der Bindungsenergie benachbarter Kerne besonders 

hoch (Abb. 3.1). Eine typische Fusionsreaktion, bei 

der 4 He entsteht, ist die so genannte DT-Reaktion. Dabei 

verschmelzen ein Deuterium- und ein Tritiumkern, wobei 

ein 4 He-Kern und ein Neutron entstehen. Etwa 80 % der dabei 

freigesetzten Energie von 17,6 MeV wird auf das Neutron 

übertragen, das deshalb wieder durch Sekundärprozesse 

"eingefangen" und energetisch genutzt werden muss. 

Der Energiegewinn der Reaktion beträgt also etwa 3,5 MeV 

pro Nukleon und ist damit deutlich höher als der Wert von 

83

0,9 MeV pro Nukleon, der beispielsweise für die Spaltung 

von 235 U typisch ist (siehe unten). 

Problematisch für die technische Realisierung und Nutzung 

der Kernfusion als Energiequelle ist, dass zur Fusion zweier 

Kerne erst deren Coulomb-Abstoßung überwunden werden 

muss. Aus klassischen Überlegungen geht hervor, dass im 

Falle der DT-Reaktion dazu eine Energie von 0,4 MeV benötigt 

würde, was in einem thermischen Plasma einer Temperatur 

von etwa 3 x 10 9 Kelvin entspräche. Quantenmechanische 

Effekte führen zwar dazu, dass bereits deutlich 

niedrigere Temperaturen ausreichen, um eine Fusion beider 

Kerne zu erlauben. Allerdings sind die für einen kontrollierten, 

kontinuierlichen Betrieb eines Fusionsreaktors nötigen 

Temperaturen immer noch so hoch, dass die damit verbundenen 

wissenschaftlichen und technologischen Schwierigkeiten 

die Entwicklung eines routinemäßig einsetzbaren Fusionsreaktors 

bis jetzt verhindert haben. Da im Gegensatz 

dazu weltweit eine Vielzahl an Kernreaktoren in Betrieb ist, 

soll der Schwerpunkt der weiteren Diskussion auf der Kernspaltung 

liegen. 

Kernspaltung 

Bei der asymmetrischen Spaltung des Uranisotops 235 U (das 

in der Natur nur mit einer Isotopenhäufigkeit von 0,7 % vorkommt) 

in zwei Spaltfragmente mit Massenzahlen im Bereich 

von etwa 90 und 140 werden im Mittel circa 0,85 MeV 

pro Nukleon an Bindungsenergie frei, was einer Energie von 

etwa 200 MeV entspricht. Diese Energie verteilt sich auf die 

kinetische Energie der Spaltfragmente (83 %), sowie auf 

prompte Gammastrahlung (4 %) und die bei den �-Zerfällen 

der Spaltfragmente entstehenden Elektronen (3 %), Anti- 

neutrinos (5 %) und Gammaquanten (3 %). Pro Spaltung eines 

235 U-Kerns werden zudem im Mittel 2,5 Neutronen frei, 

die eine kinetische Energie von etwa 5 MeV (ca. 2 %) mit 

sich führen. Ein großer Teil der bei der Kernspaltung frei 

werdenden Energie führt durch Abbremsung der emittierten 

energetischen Partikel letztendlich zu einer Aufheizung des 

verwendeten Kernbrennstoffs. Über ein Kühlmittel kann diese 

primäre Wärme beispielsweise über einen Wärmetauscher 

abgegeben und der in einem Sekundärkreislauf er- 

84

zeugte Dampf Turbinen zur Elektrizitätserzeugung zugeführt 

werden. 

Nicht alle spaltbaren Isotope sind für die Energieerzeugung 

gleichermaßen geeignet. Besonders gut eignen sich Isotope 

wie 233 U, 235 U, 239 Pu, oder 241 Pu, die aus einer geraden Anzahl 

von Protonen und einer ungeraden Anzahl von Neutronen 

bestehen („gu-Kerne“). Diese Isotope („starke Spaltstoffe“) 

zeichnen sich dadurch aus, dass beim Einfang eines 

Neutrons ein besonders stabiler Kern mit einer geraden Anzahl 

von Protonen und Neutronen („gg-Kern“) entsteht (z. B. 

234 236 240 242 

U, U, Pu, Pu). Die durch den Einfang des Neutrons 

freiwerdende Energie ist dabei so groß, dass die Spaltbarriere 

schon durch den Einfang eines niederenergetischen, 

thermischen Neutrons überwunden und der Kern gespalten 

wird. Bei den so genannten schwachen Spaltstoffen ( 232 Th, 

238 240 242 

U, Pu, Pu) dagegen muss das Neutron eine Energie 

im MeV-Bereich mitbringen, da die beim Einfang des Neutrons 

und der Bildung des dabei entstehenden „gu-Kerns“ 

frei werdende Bindungsenergie alleine nicht ausreicht, um 

die Spaltbarriere zu überwinden. Daher kann die Spaltung 

von 235 U bereits durch thermische Neutronen, die Spaltung 

von 238 U dagegen nur durch schnelle Neutronen mit kinetischen 

Energien im MeV-Bereich induziert werden. 

Ein Vergleich mit dem Energiegehalt fossiler Brennstoffe 

macht deutlich, wie immens die beispielsweise in 235 U innewohnende 

Kernenergie ist. Der primäre Energieinhalt eines 

Kilogramms Steinkohle beträgt 3x10 7 Joule. Mit den oben 

genannten Zahlen kann man abschätzen, dass die bei der 

Spaltung von einem Kilogramm 235 U freigesetzte Kernenergie 

in etwa dem Energieinhalt von mehr als 2,5 Millionen Kilogramm 

Kohle entsprechen. 

Reaktortypen 

Die bei der Entwicklung der Kernenergie zur kommerziellen 

Energieumwandlung entwickelten unterschiedlichen Reaktorkonzepte 

werden im Folgenden kurz skizziert. Für die 

Spaltung eines 235 U-Kerns reicht bereits ein die Reaktion 

auslösendes Neutron aus, und es werden dabei im Mittel 2,5 

neue Neutronen freigesetzt. Stehen diese Neutronen für 

weitere Kernspaltungen zur Verfügung, kommt es zu einer 

85

Kettenreaktion (Abb. 3.2), in deren Verlauf es in kürzester 

Zeit (typischerweise in �s) zu einer großen Energiefreisetzung 

kommen kann (Explosion). 

Abb. 3.2: Prinzip einer Kettenreaktion (Quelle: Lexikon der 

Kernenergie) 

Eine wesentliche Aufgabe der Reaktortechnik besteht darin, 

sicherzustellen, dass beim Betrieb eines Reaktors im Mittel 

pro Kernspaltung unter Berücksichtigung aller Verluste an 

Neutronen genau ein Neutron für die nächste Spaltung zur 

Verfügung steht. Verluste an Neutronen entstehen zum Beispiel 

dadurch, dass der Bereich des Brennstoffs nicht unendlich 

groß ausgedehnt ist, dass ein Teil der schnellen 

Spaltneutronen während des Prozesses der Moderation absorbiert 

wird, dass thermalisierte Neutronen beispielsweise 

von Strukturmaterialien, vom Moderator oder von den Regelstäben 

und nicht von 235 U absorbiert werden, und dass 

nur ein Teil der in 235 U absorbierten Neutronen tatsächlich 

eine Kernspaltung induziert. 

Ein Reaktor besteht im Wesentlichen aus einem Reaktorkern, 

in dem sich der Kernbrennstoff befindet. Zur Kühlung 

des Kerns und Abführung der bei der Kernspaltung frei werdenden 

Wärmeenergie ist ein mit einem Kühlmittel gefüllter 

Kühlkreislauf installiert. Je nach verwendetem Kühlmittel un- 

86

terscheidet man zwischen Leichtwasser-, Schwerwasser-, 

und gasgekühlten Reaktoren. Bei Reaktoren, die auf der 

Spaltung durch thermische Neutronen basieren („thermische 

Reaktoren“), ist zusätzlich ein Moderator vorhanden, der die 

bei der Spaltung entstehenden schnellen Neutronen abbremst. 

In vielen Fällen dient das Kühlmittel gleichzeitig als 

Moderator. Bei manchen Typen wird Graphit als Moderator 

verwendet. Reaktoren, die auf der Spaltung durch schnelle 

Neutronen basieren („schnelle Reaktoren“), benötigen dagegen 

keinen Moderator. Geregelt wird ein Reaktor über 

Steuerstäbe, die je nach Bedarf in den Kern eingefahren 

werden können und aus Material wie zum Beispiel Cadmium 

bestehen, das thermische Neutronen besonders gut absorbiert. 

Die bei der Kernspaltung entstehenden Spaltprodukte sind 

größtenteils radioaktiv, und auch in den Materialien, die den 

erzeugten Neutronen ausgesetzt sind, können durch den 

Einfang von Neutronen radioaktive Isotope entstehen. Daher 

wird bei Kernreaktoren eine Kombination aus unterschiedlichen 

Barrieren verwendet, um zu verhindern, dass die erzeugte 

Radioaktivität unkontrolliert in die Umgebung gelangen 

kann. Zu diesen Barrieren zählen die Hüllen der Brennelemente, 

der Reaktordruckbehälter, sowie der Reaktor- 

Sicherheitsbehälter aus Strahl, der schließlich von der Außenschale 

des Reaktorgebäudes aus Strahlbeton umgeben 

ist. 

Bei einem Druckwasserreaktor (Abb. 3.3) wird als Kühlmittel 

normales („leichtes“) Wasser verwendet. Im Primärkreislauf 

besteht ein hoher Druck von typischerweise 16 Mpa (Megapascal, 

entspricht 160 bar), der es erlaubt, das Kühlwasser 

auf etwa 300 °C aufzuheizen, ohne dass es zum Sieden und 

der damit verbundenen Dampfblasenbildung kommt. In einem 

Sekundärkreislauf wird Dampf erzeugt, der dann eine 

Turbine antreibt. Beim Siedewasserreaktor (Abb. 3.4) 

herrscht dagegen im Primärkreislauf ein niedrigerer Druck 

von etwa 7 Mpa (70 bar), so dass das Kühlwasser teilweise 

siedet. Der entstehende Dampf wird direkt (d.h. ohne dazwischen 

geschalteten Wärmetauscher) zur Turbine geleitet. 

Da der im Wasser vorhandene Wasserstoff zudem einen guten 

Neutronen-Moderator darstellt, kann bei beiden Reaktortypen 

auf einen zusätzlichen Moderator verzichtet werden. 

87

Abb. 3.3: Prinzip eines Druckwasserreaktors (Quelle: Lexikon 

der Kernenergie). 

Abb. 3.4: Prinzip eines Siedewasserreaktors (Quelle: Lexikon 

der Kernenergie). 

88

Bei Schwerwasserreaktoren, die hauptsächlich in Kanada 

eingesetzt werden, wird als Kühlmittel und Moderator 

schweres Wasser (D2O) eingesetzt. Zwar benötigen schnelle 

Neutronen mehr Stöße an Deuterium als an Wasserstoff, 

bevor sie thermalisiert werden. Dieser Nachteil wird jedoch 

aufgewogen durch die Tatsache, dass Neutronen, die bereits 

thermalisiert sind, in schwerem Wasser deutlich seltener 

absorbiert werden als in leichtem Wasser. Daher kann 

ein Schwerwasserreaktor mit Natururan betrieben werden, 

während für Leichtwasserreaktoren eine Anreicherung des 

235 

U auf etwa 3 % nötig ist. 

Gasgekühlte Reaktoren, bei denen z. B. CO2 oder Helium 

als Kühlmittel verwendet werden, erlauben eine höhere 

Kühlmitteltemperatur und erreichen einen Wirkungsgrad von 

etwa 40 %, der deutlich über dem der übrigen, thermischen 

Reaktortypen von etwa 33 % liegt. Beim schnellen Reaktor 

wird als Kühlmittel beispielsweise flüssiges Natrium verwendet 

und auf einen Neutronen-Moderator verzichtet. 

Im Hinblick auf die kommerzielle Nutzung und den routinemäßigen 

Einsatz haben sich global im Wesentlichen die 

beiden Arten von Leichtwasser-Reaktoren, Druck-, und Siedewasserreaktoren 

durchgesetzt. Zwar werden vereinzelt 

auch andere Typen (gasgekühlte Reaktoren, Schwerwasserreaktoren) 

eingesetzt. Deren Anteil an der globalen Energieproduktion 

durch Kernkraft ist jedoch vergleichsweise gering. 

In Abb. 3.5 ist die Entwicklung der weltweit durch Kernkraftwerke 

produzierten elektrischen Energie im Zeitraum 

von 1970 bis 1997, aufgeschlüsselt nach den verschiedenen 

Reaktortypen, dargestellt. 

89

Erzeugte elektrische elektrische Energie Gw a 

Abb. 3.5: Entwicklung der global durch Kernspaltung produzierten 

elektrischen Energie von 1970 bis 1997. PWR: Druckwasserreaktor 

(„Pressurized water reactor“), BWR: Siedewasserreaktor 

(„boiling water reactor“), GCR: gasgekühlter 

Reaktor („gas-cooled reactor“), HWR: Schwerwasserreaktor 

(„heavy water reactor“), LWGR: graphitmoderierter Leichtwasserreaktor 

(„light-water-cooled graphite-moderated reactor“) 

(UNSCEAR 2000). 

Strahlenexposition durch den Betrieb von Kernkraftwerken 

- Beschäftigte 

Mit der Zahl an Kernkraftwerken nahm die Anzahl der in 

Kernkraftwerken beschäftigten und überwachten Personen 

seit 1975 kontinuierlich zu. Dies führte bis 1989 zu einer Zunahme 

der kollektiven Dosis. Im Zeitraum 1990–1994 war 

dagegen im angegebenen Zeitraum erstmals eine Abnahme 

der kollektiven Dosis zu verzeichnen, die daher rührt, dass 

die mittlere jährliche effektive Dosis für einen überwachten 

Arbeiter in einem Kernkraftwerk seit 1975 kontinuierlich und 

deutlich abnahm (Tabelle 3.11). 

90

Zeitraum Überwachte 

Personen 

Mittlere jährliche Effektivdosis 

(mSv) 

1975–1979 150.000 4.1 

1980–1984 290.000 3.6 

1985–1989 430.000 2.5 

1990–1994 530.000 1.4 

Tab. 3.1: Anzahl und mittlere jährliche Effektivdosis von Personen, 

die in Kernkraftwerken beschäftigt waren und deren Exposition 

überwacht wurde (Unscear 2000). 

- Bevölkerung 

Durch den Betrieb von Kernkraftwerken werden im Reaktorkernbereich 

radioaktive Spalt- und Aktivierungsprodukte erzeugt, 

die zu einem sehr geringen Teil trotz effektiver Rückhaltevorrichtungen 

in die Umwelt kontrolliert abgegeben 

werden. Dazu zählen radioaktive Isotope von Edelgasen wie 

133 

Xe (T1/2 = 5,3 Tage) und 85 Kr (T1/2 = 10,7 Jahre). Tritium 

(T1/2 = 12,26 Jahre) kann insbesondere von Schwerwasserreaktoren 

freigesetzt werden, bei denen es durch Neutronenaktivierung 

von Deuterium entsteht. Auch 14 C (T1/2 = 

5.730 Jahre) kann ein wesentlicher Bestandteil gasförmiger 

Freisetzungen sein. Tabelle 3.2 fasst die hauptsächlichen 

gasförmigen und flüssigen Freisetzungen eines modernen 

kommerziellen Druckwasserreaktors zusammen. 

Freisetzung 

(Bq/Jahr) 

Edelgasisotope 

9,75 x 

10 11 

14 

C 

(gasförmig) 

5,14 x 

10 11 

Tritium 

(gasförmig) 

3,85 x 

10 11 

Tritium 

(flüssig) 

2,37 x 

10 13 

Tab. 3.2: Typische jährliche gasförmige bzw. flüssige Freisetzungen 

eines großen modernen Druckwasserreaktors in 

Deutschland (Landold-Börnstein, Bd 3, 2005). 

Die Konzentrationen der freigesetzten Radionuklide sind in 

der Umwelt – außer manchmal nahe eines Reaktors – nicht 

messbar. Daher muss sich die Abschätzung der dadurch 

91

verursachten Dosen für die Bevölkerung auf Modellrechnungen 

stützen, die den atmosphärischen und aquatischen 

Transport dieser Radionuklide beschreiben, ihren möglichen 

Transport durch Umweltmedien und Nahrungsmittel und eine 

eventuelle Inkorporation durch den Menschen berücksichtigen 

und daraus für Referenz-Personen und -Szenarien 

externe und interne Expositionen quantitav und konservativ 

abschätzen. Unter der Modellannahme, dass in einem Umkreis 

von 50 km um einen Reaktorstandort eine Bevölkerungsdichte 

von 400 Personen/km 2 typisch ist, ergibt sich für 

Anwohner in diesem Umkreis beispielsweise durch den Betrieb 

eines Druckwasserreaktors zusätzlich eine jährliche, 

über diese Bevölkerung gemittelte, effektive Dosis von etwa 

5 �Sv. Für einen Siedewasserreaktor liegt der entsprechende 

Jahres-Wert bei 10 �Sv (UNSCEAR 2000), was vergleichsweise 

numerisch etwa dem Doppelten der mittleren 

täglichen Strahlenexposition eines deutschen Bürgers aus 

natürlichen Quellen entspricht. Konkrete Werte für deutsche 

Kernkraftwerke werden in Kapitel 4.3 ausführlicher diskutiert. 

Radionuklide mit langen Halbwertszeiten, die sich leicht in 

der Umwelt ausbreiten, können zudem global zu einer Erhöhung 

der Strahlenexposition führen. Dazu zählen neben 

den bereits erwähnten Tritium, 14 C und 85 Kr das langlebige 

radioaktive Iodisotop 129 I (T1/2 = 1,6 x 10 7 Jahre). Würden 

beispielsweise die 14 C-Freisetzungen in den Aktivitäts-Mengen 

des Jahres 2000 auch in Zukunft stattfinden, ergäbe 

sich für die Bevölkerung im Jahre 2050 global eine zusätzliche, 

durch die 14 C-Freisetzungen bedingte Dosis von etwa 

0,1 �Sv/a (UNSCEAR 2000). 

3.2 Beispiele für Anwendungen in der Industrie 

Ionisierende Strahlung findet bei einer Reihe von industriellen 

Verfahren Anwendung. Dabei handelt es sich beispielsweise 

um Verfahren der zerstörungsfreien Materialanalyse 

oder um Bestrahlungen zur Sterilisation medizinischer und 

pharmazeutischer Produkte. Auch Radioisotope werden als 

Quellen ionisierender Strahlung verwendet – sei es als Tracer 

zum Studium kinetischer Prozesse, zum Monitoring von 

Abbrandprozessen oder in der pharmazeutischen Industrie 

92

für diagnostische oder therapeutische Zwecke in der Nuklearmedizin. 

Radiographie 

- Werkstoffprüfung 

Die physikalischen Eigenschaften hochenergetischer elektromagnetischer 

Strahlung (Röntgen-, Gammastrahlung) erlauben 

deren Einsatz auch bei der zerstörungsfreien Untersuchung 

von Proben unterschiedlichster Herkunft. Bei der 

Radiographie wird die elementspezifische Schwächung 

elektromagnetischer Strahlung beim Durchgang durch Materie 

ausgenutzt und beispielsweise für Materialprüfungen 

eingesetzt – etwaige Herstellungsfehler an Gussteilen oder 

Autoreifen sind nach Durchleuchtung auf einem radiographischen 

Bild sichtbar. 

Prinzipiell werden zwei Vorgehensweisen angewendet: 

Entweder werden die zu untersuchenden Objekte zu einem 

fest installierten Gerät gebracht, oder ein tragbares Gerät 

wird eingesetzt, das die Untersuchung fest installierter 

Objekte (wie zum Beispiel die Untersuchung von Pipelines 

auf Schäden in den Schweißnähten) vor Ort erlaubt. Als 

Strahlenquellen kommen meist entweder 192 Ir (Halbwertszeit: 

74 Tage) einer Aktivität zwischen 1,8 x 10 12 und 4,4 x 

10 12 Bq, 60 Co einer Aktivität von etwa 3 x 10 8 Bq oder 137 Cs 

einer Aktivität zwischen 3 x 10 8 und 8 x 10 10 Bq zum Einsatz. 

Bei den verwendeten Röntgenröhren liegen die 

Spannungen typischerweise zwischen 60 und 300 kV. 

Weltweit waren zwischen 1990 und 1994 bei der industriellen 

Anwendung radiographischer Verfahren mehr als 

100.000 Personen beschäftigt, die mit einer mittleren jährlichen 

effektiven Dosis von etwa 1,6 mSv exponiert waren, 

53.000 davon waren einer entsprechenden Dosis von mehr 

als 3 mSv ausgesetzt (UNSCEAR 2000). 

- Röntgenfluoreszenz-Analyse 

Bei der Röntgenfluoreszenz-Analyse werden mittels Röntgenstrahlung 

die Atome des zu untersuchenden Materials 

elementspezifisch angeregt. Die bei der Abregung freige- 

93

setzte charakteristische Röntgenstrahlung dient dem Nachweis 

der entsprechenden Elemente. 

Industriell genutzte Bestrahlungsanlagen 

- Anlagen zur Sterilisation und Konservierung 

Seit Ende der 1950er Jahre wird ionisierende Strahlung industriell 

für Bestrahlungen eingesetzt. Laut (UNSCEAR 

2000) sind weltweit etwa 160 Einrichtungen vorhanden, die 

zur Bestrahlung Gammastrahlung, und 600 weitere, die Beta-Strahlung 

verwenden. In den meisten Fällen handelt es 

sich dabei um Anlagen zur Sterilisation medizinischer oder 

pharmazeutischer Produkte, zur Konservierung von Nahrungsmitteln 

(die Konservierung von Nahrungsmitteln ist bis 

auf wenige Ausnahmen, z. B. Gewürze, in Deutschland nicht 

zugelassen), zur Materialbearbeitung oder zur Desinfektion 

nach Insektenbefall. Im Falle der Gammabestrahlungs- 

Einrichtungen werden meistens 60 Co-Quellen (Halbwertszeit: 

5,3 Jahre; Gammaenergie: 1,1 MeV und 1,3 MeV) einer 

Aktivität im Bereich von 10 15 Bq–10 16 Bq verwendet, seltener 

werden auch 137 Cs-Quellen (Halbwertszeit: 30,2 Jahre; 

Gamma-Energie: 661 keV) eingesetzt. Da am Ort der Bestrahlung 

mit hohen Dosen gearbeitet wird – typische Dosisraten 

liegen bei einem Gray pro Sekunde – sind die Anlagen 

mit dicken Abschirmeinrichtungen ausgerüstet, um die 

Strahlenexpositionen für das Personal gering zu halten. 

Im Zeitraum 1990–1994 erhielten die weltweit etwa 57.000 

in diesem Bereich Beschäftigten nur eine mittlere jährliche 

effektive Dosis von 0,1 mSv. Bei etwa 2.500 Personen kam 

es aber zu höheren Expositionen, die zu einer mittleren jährlichen 

effektiven Dosis dieser Gruppe von 2,3 mSv führten 

(UNSCEAR 2000). 

- Anlagen zur Polymerisation von Kunststoffen 

Da bei Bestrahlung chemische Bindungen aufgebrochen 

werden, können dadurch die Eigenschaften verschiedenster 

Kunststoffe verändert werden. Diese Eigenschaft wird beispielsweise 

bei der Polimerisation von Kunststoffen bei der 

Herstellung von Schrumpfmaterialien angewendet. 

94

Herstellung von Radioisotopen 

Radioaktive Isotope werden hergestellt für einen weiten Anwendungsbereich 

in Industrie und Medizin. Beispiele für die 

Anwendungen von Gammastrahlern wie 137 Cs und 60 Co 

wurden bereits weiter oben angesprochen. Radioisotope 

finden außerdem Anwendung bei der Untersuchung des kinetischen 

Verhaltens bestimmter Elemente in verschiedensten 

Umgebungen. Dazu zählt zum Beispiel die Untersuchung 

des menschlichen Metabolismus bestimmter Elemente 

mit radioaktiven Isotopen desselben Elements („Tracer- 

Verfahren“, siehe unten). Man macht sich dabei zunutze, 

dass die chemischen Eigenschaften eines Elements nur von 

der Anzahl der Elektronen in der Atomhülle abhängen, und 

dementsprechend alle Isotope desselben Elements identische 

chemische Eigenschaften aufweisen. Wenn physikalische 

Unterschiede zwischen den Isotopen eines Elements 

(z. B. Atomgewicht, Atomdurchmesser) vernachlässigt werden 

können, dann kann ein radioaktives Isotop, das wegen 

der beim Zerfall ausgesandten Strahlung leicht nachgewiesen 

werden kann, verwendet werden, um das Verhalten der 

stabilen Isotope desselben Elements zu untersuchen. Weitere 

wichtige Anwendungen von Radioisotopen finden sich in 

der Nuklearmedizin sowie in der medizinischen Diagnostik 

(PET, Szintigraphie). Diese werden an anderer Stelle diskutiert. 

- Radioisotope in Kalibrierquellen 

Ein weiterer Anwendungsbereich von Radioisotopen stellt 

die Herstellung von Prüf- und Kalibrierquellen definierter Aktivität 

und Geometrie (Punkt-, Flächen-, Volumenquelle) dar, 

die eingesetzt werden, um beispielsweise Messgeräte für 

den Nachweis von ionisierender Strahlung auf ihre Funktionsfähigkeit 

zu überprüfen und ihr energieabhängiges Ansprechvermögen 

zu quantifizieren. Stellvertretend sei hier 

das Radioisotop 152 Eu erwähnt (Halbwertszeit: 13,33 Jahre), 

das beim Zerfall eine Reihe Gammaquanten unterschiedlichster 

Energie mit unterschiedlichen, aber gleichfalls bekannten 

Intensitäten emittiert (von 122 keV bis 1,4 MeV). 

Hiermit können die Nachweiswahrscheinlichkeiten von Photonen 

unterschiedlicher Energien von Halbleiter- oder Szintillationsdetektoren 

über einen weiten Energiebereich be- 

95

stimmt werden. Die in diesem Bereich eingesetzten radioaktiven 

Quellen kommen mit einer deutlich geringeren Aktivität 

aus als die weiter oben diskutierten Quellen, die in der Radiographie 

oder in Bestrahlungsanlagen eingesetzt werden. 

In vielen Fällen ist eine Aktivität im unteren kBq-Bereich bereits 

ausreichend. 

- Radioisotope für Rauchmelder 

Auch Produkte im Alltag können in kleinen Konzentrationen 

künstlich hergestellte Radioisotope enthalten. Ein Beispiel 

dafür sind Rauchmelder, in denen häufig eine 241 Am-Quelle 

eingebaut ist. In einer Ionisationskammer werden die beim 

Zerfall des 241 Am (Halbwertszeit: 433 Jahre) emittierten Alpha-Teilchen 

nachgewiesen. Falls Rauchteilchen eindringen, 

verringert sich das von der Ionisationskammer nachgewiesene 

Signal. Bei dieser Anwendung reicht bereits eine 

241 

Am-Aktivität von einigen kBq aus. 

- Radioisotope in Regel- und Messeinrichtungen 

Die Abschwächung von Gammastrahlung beim Durchgang 

durch Materie wird in der Industrie beispielsweise auch genutzt 

bei der Messung von Füllstandshöhen in Behältern 

oder bei der Überprüfung von Restwandstärken von sich 

abnutzenden Bauteilen. 

Weltweit waren von 1990–1994 in der Herstellung von Radioisotopen 

etwa 24.000 Personen beschäftigt. Diese waren 

einer mittleren jährlichen effektiven Dosis von etwa 2 mSv 

ausgesetzt. 

3.3 Beispiele für Anwendungen in der Wissenschaft 

Ionisierende Strahlung besitzt ein enorm breites Anwendungsspektrum 

in der allgemeinen Wissenschaft, sodass an 

dieser Stelle nur eine kleine Auswahl davon gegeben werden 

kann. Alles was der Mensch heute über das unendliche 

Universum und die kleinsten Elementarteilchen, die die Welt 

im Inneren zusammenhalten, weiß, beruht letztlich auf der 

wissenschaftlichen Beobachtung, Analyse und Interpretation 

96

von Strahlenmessungen. Die Temperatur der Erde wird 

durch die radioaktive Zerfallswärme natürlicher Radionuklide 

im Erdinneren auf das für das Leben wichtige Niveau erhöht. 

Radioaktivität ist überall (ubiquitär) und seit der Entstehung 

der Erde (primordial) in der Natur vorhanden. Die meisten 

(ca. 1.800) der bekannten Isotope (über 2.700) des Periodensystems 

der Elemente zeigen diese Eigenschaft. Die 

Wissenschaft zieht daraus vielfältigen Nutzen auf vielen Gebieten. 

Radioisotope 

Im vorhergehenden Kapitel wurde bereits die industrielle 

Herstellung und der Einsatz von Radionukliden als zugesetzte, 

"exogene" Tracer in Forschung und Wissenschaft 

erwähnt. Dabei werden Radioisotope desjenigen Elements, 

dessen dynamisches Verhalten im Menschen, einer Pflanze, 

etc. oder in einem unbelebten Umweltkompartent untersucht 

werden soll, in Spurenmengen dem System kontrolliert zugegeben. 

Diese Spurenmengen sollen möglichst das studierte 

Objekt oder das Verhalten des Elements in ihm nicht 

verändern und in den Proben, die dem System entnommen 

werden, gerade noch quantitativ hinreichend genau nachweisbar 

sein. Es sei aber auch darauf hingewiesen, dass 

auch Radionuklide, die aus technischen Anlagen routinemäßig 

(z. B. aus den Wiederaufarbeitungsanlagen in Sellafield 

und an der französischen Atlantikküste) oder bei Störund 

Unfällen (z. B. beim Reaktorunfall von Tschernobyl) in 

die Atmosphäre oder die aquatische Umwelt abgegeben 

werden, zum wissenschaftlichen Studium z. B. von Laufzeiten 

und Transportwegen von Wasserkörpern in Meeresströmungen 

im Atlantik, von kontaminierten Luftmassen in der 

Troposphäre und Stratosphäre, oder von Stoffen in der Nahrungskette 

für wissenschaftliche Zwecke benutzt werden. 

Bei der kontrollierten Verwendung von kleinen Mengen von 

Radioisotopen wird z B. das Verhalten von interessierenden 

Atomen oder chemischen, pharmazeutischen Molekülen im 

Menschen für Zwecke der Pharmazie oder der internen Dosimetrie 

untersucht, das Verhalten von Düngemitteln in der 

Umwelt oder der Fluss von Wasserkörpern im Untergrund, 

in Flüssen oder im Meer. 

97

Die dabei eingesetzten Radionuklide sollten u. a. die Eigenschaft 

haben, dass sie in den benötigten Konzentrationen 

nicht toxisch auf die untersuchte Einheit wirken, ihre Halbwertszeiten 

der zeitlichen Länge der jeweiligen Untersuchungen 

optimal angepasst sind und ionisierende Strahlung 

emittieren, die hinsichtlich Strahlenart und -Energie effizient 

nachgewiesen werden kann. Die zugesetzten Radionuklide 

(es können auch gleichzeitig mehrere verschiedene Isotope 

in unterschiedlicher chemischer Art und mit unterschiedlichen 

Halbwertszeiten eingesetzt werden) stellen oft eine im 

Moment der Zugabe gestartete "Stoppuhr" dar, mit deren 

Hilfe auch Laufzeiten von Stoffen in den untersuchten Systemen 

studiert werden können (z. B. Meeresströmungen, 

atmosphärische Verfrachtungen). 

Es können aber auch Konzentrationen von "endogenen", 

d.h. einem untersuchten Kompartment nicht künstlich von 

außen zugesetzte, sondern in ihm natürlicherweise vorkommende 

Tracerisotope wissenschaftlich analysiert werden 

z. B. zum Zwecke der Alters- und/oder Herkuftsbestimmung 

eines Objektes. Diese nutzen den Vorteil, dass die 

intranuklearen Kernbindungkräfte um viele Größenordnungen 

größer sind als die thermischen und chemischen Energien, 

die in der Umwelt überhaupt vorliegen können. In der 

Geochronologie, d.h. der Altersbestimmung von Gesteinen, 

betrachtet man Radionuklide mit sehr langen Halbwertszeiten 

(HWZ, in aufsteigender Reihenfolge), wie z. B. 

- die 235 U - 207 P - Datierung ( 0,7 Mrd. Jahre HWZ), 

- die 40 K - 40 Ar - Datierung ( 1,3 Mrd. Jahre HWZ), 

- die 238 U - 206 Pb - Datierung ( 4,5 Mrd. Jahr HWZ), 

- die 232 Th - 208 Pb - Datierung ( 14 Mrd. Jahre HWZ), 

- die 87 Rb - 87 Sr - Datierung ( 49 Mrd. Jahre HWZ), 

- die 147 Sm - 143 Nd - Datierung (106 Mrd. Jahre HWZ). 

Bei Verwendung der sog. Isochronendiagramme müssen die 

anfänglichen Radionuklidkonzentrationen und Isotopenverhältnisse 

der Folgenuklide der Zerfallsketten nicht bekannt 

sein. Sie resultieren aber – neben dem meist primär zu bestimmenden 

Alter der Probe – auch aus der Untersuchung 

und erlauben Aussagen über eventuelle Einflüsse der Umwelt 

auf die Messungen. 

98

Zu Lebens-Beginn des Sonnensystems gab es in den solaren 

Nebeln bereits die relativ kurzlebigen Radionuklide 26 Al, 

60 53 129 

Fe, Mn und J, die vermutlich durch Explosionen von 

Supernovae entstanden waren. Sie selbst sind zwar inzwischen 

völlig zerfallen, aber ihre Folgeprodukte können noch 

in alten Meteoriten entdeckt und gemessen werden (z. B. 

durch Massenspektrometer). Mit Hilfe von Isochrondiagrammen 

können dann relative Zeiten seit Ereignissen in der 

Frühgeschichte unseres Universums bestimmt werden; bei 

zusätzlicher U-Pb Datierung können hier manchmal sogar 

absolute Alter abgeschätzt werden. 

Viele Minerale zeigen auch die physikalische Eigenschaft 

der Thermolumineszenz. Die Gehalte an natürlichen 40 K-, 

238 232 

U- und Th-Isotopen und das natürliche externe Strahlungsfeld 

am Gesteinsort bewirken bei der Wechselwirkung 

von ionisierender Strahlung mit den Steinen (oder zivilisatorischen 

Keramikobjekten) die Bildung von Elektronen- 

Lochpaaren. Diese Mineralien verhalten sich wie ein zeitlich 

integrierendes Dosimeter, was u. a. in der Archäologie zur 

Altersbestimmung ausgenutzt wird. Die Elektronen bleiben 

recht langfristig in den energetisch höheren Haftstellen der 

vorhandenen Verunreinigungen hängen und senden erst bei 

der Aufheizung des Minerals und der dabei stattfindenden 

Leerung der Haftstellen und Rücksetzung des Signals im 

Labor (oder durch eine Erhitzung im Feld oder bei der Keramikfabrikation) 

optisch messbare Strahlung aus. Aus der 

Menge dieser Strahlung an geeigneter Stelle im Spektrum 

kann – nach dann erfolgter Kalibrierung – das Alter oder die 

thermische Vorgeschichte eines Steins oder einer Keramik 

bestimmt werden. 

In der Archäologie werden auch Radionuklide verwendet, allerdings 

mit bedeutend kürzeren HWZ. Hier wird sehr oft die 

Radiokohlenstoff ( 14 C)- Datierung (HWZ = 5.730 Jahre) auf 

organische Testobjekte angewandt, die allerdings dann nicht 

älter als 60.000 Jahre sein sollten. 

Radiokohlenstoff entsteht ständig (mit leichten, durch die 

Sonnenaktivität gegebenen Schwankungen) global in der 

Atmosphäre durch Einwirkung von sekundären, thermalisierten 

Neutronen der kosmischen Strahlung auf Luft-Stickstoff 

nach dem Schema 14 N (n,p) 14 C. Dieser zuerst atomare 

99

Kohlenstoff ist schnell in der chemischen Form von CO 2 zu 

finden, nimmt so am normalen Kohlenstoffkreislauf in der 

Biosphäre und an der pflanzlichen Assimilation teil, solange 

diese Pflanzen leben. Nach dem Absterben verringert sich 

durch den radioaktiven Zerfall des 14 C ständig sein Konzentrations-Verhältnis 

zu stabilem 12 C (z. Zt. ist dieses bei 

lebenden Pflanzen ca. 16 Zerfälle pro Minute pro Gramm 

Kohlenstoff), woraus die Zeit seit dem Absterben der Pflanzen 

abgeleitet werden kann. 

Partikel- und Photonenstrahlung 

Es gibt weltweit eine große Anzahl großer wissenschaftlicher 

linearer oder kreisförmiger Teilchenbeschleuniger (z. B. 

bei CERN, DESY, GSI, etc.) und viele Beschleuniger niedrigerer 

Energien an Universitäten und außeruniversitären 

Forschungseinrichtungen, die letztlich ionisierende Strahlung 

zu wissenschaftlichen Zwecken erzeugen. Diese haben 

zu großartigen wissenschaftlichen Entdeckungen geführt 

(z. B. unzählige neue Isotope und Elementarteichen wurden 

entdeckt), die durch eine große Zahl hierfür vergebener Nobelpreise 

ausgezeichnet wurden. 

Seit der Entwicklung der Prinzipien eines Zyklotrons durch 

den Schweizer Wideroe und dessen erste, Handteller-große 

Realisierung (10 cm Durchmesser) durch E.O. Lawrence 

1930 an der University of California in Berkeley haben derartige 

kreisförmigen Maschinen (Synchrotrons) heute deutlich 

größere Dimensionen (LEP-CERN 8,5 km Durchmesser) 

angenommen und benutzten supraleitende Magnete. Kreisförmige 

Beschleuniger erzeugen auch Photonenstrahlung, 

Synchrotronstrahlung genannt, die heute weltweit (z. B. 

deutsche Anlagen BESSY und DESY, europäische Anlage 

in Grenoble, Rutherford-Appleton Laboratory, Harwell, UK, 

Advanced Light Source, Argonne,USA, Stanford Linear Accelerator 

(3 km lang): SPEAR, CA) intensiv auch zur Strukturaufklärung 

biologischer Moleküle (z. B. Röntgenstreuung 

an Proteinen) eingesetzt wird. 

Der Schutz der Gesundheit der an Hochenergie-Beschleunigeranlagen 

Arbeitenden vor ionisierender Strahlung und 

die geforderte Orts- und Personendosimetrie stellen in vielen 

Fällen eine ungewöhnlich schwierige Aufgabe des Strah- 

100

lenschutzes dar. Dies liegt zum einen an der großen Vielfalt 

von primären und sekundären Teilchen und Atomen, die zur 

externen und internen Strahlenexposition in Beschleunigerumwelten 

beitragen können. Zum anderen können die Messungen 

der externen Photonen- und Teilchen-Strahlungen 

an diesen Stellen wegen der teilweise extrem kurzen Pulszeiten, 

den oft sehr hohen Teilchen-Energien und der dort 

noch fehlenden Strahlenwirkungsquerschnitte und Instrumentenkalibrierungen 

sehr schwierige Aufgaben des Strahlenschutzes 

darstellen. 

Untersuchungen im Forschungsreaktor FRM2- 

Die neue deutsche Hochfluss-Neutronenquelle "Heinz Maier-Leibnitz 

(FRM-II)", als Nachfolger des berühmten Garchinger 

Atom-Ei's, dient vielfältigen Zwecken der Forschung, 

Wissenschaft, Medizin und Technik. Vor allem ist sie ausgelegt 

für Strahlrohrexperimente in den Materialwissenschaften 

und der Katalyseforschung, für Oberflächen- und Defektanalyse 

mit Positronen, für verschiedenste Forschungsfragen 

in den Lebenswissenschaften und der Medizin (z. B. 

Tumortherapie), aber auch für Radiographie und Tomographie. 

Es können zusätzlich Proben intern bestrahlt werden, 

unterschiedliche Isotope produziert und Silizium dotiert werden. 

3.4 Beispiele für Anwendungen in der Medizin zur 

Diagnostik und Therapie 

Radionuklide in der modernen medizinischen 

Diagnostik und Therapie 

- Voraussetzungen zur Anwendung von Radionukliden 

in der Medizin 

Radioaktive Elemente, auch Radionuklide genannt, sind zur 

Untersuchung elementarer Lebensprozesse in den verschiedenen 

Organen und Geweben eines Patienten heute 

unentbehrliche Werkzeuge der medizinischen Diagnostik. 

Darüber hinaus können sie auch therapeutisch höchst wirksam 

sein. 

101

Wie alle lebenden Gewebe ist auch der menschliche Körper 

aus nur wenigen Atomarten aufgebaut: im wesentlichen sind 

es Kohlenstoff, Wasserstoff, Sauerstoff, Stickstoff, Schwefel 

und Phosphor; dazu kommen Kalzium, insbesondere für den 

Knochenaufbau, und darüber hinaus noch eine Vielzahl sehr 

kleiner Mengen von Elementen, die als Spurenelemente 

Hilfsfunktionen zur Aufrechterhaltung der elementaren Lebensvorgänge 

wahrnehmen. Atome einzelner Elemente sind 

im Körper nach bestimmten Gesetzen zu vielfältigen Molekülen 

verbunden. Ihre besondere Struktur und Funktion 

bestimmen wiederum als Bausteine größere Strukturen. 

Der Mensch nimmt mit seiner Nahrung die für ihn notwendigen 

Bausteine auf. Diese werden im Körper auf eine höchst 

komplexe Weise mit Hilfe von spezifischen biologischen 

Konstruktionsmolekülen, den so genannten Enzymen, für 

den Aufbau von größeren, funktionstragenden Strukturen 

eingesetzt und kompensieren dadurch gleichzeitig ablaufende 

strukturelle Abbauprozesse im Körper. Diese Vorgänge 

nennt man in ihrer Gesamtheit den Stoffwechsel. 

Auch die einzelnen Zellen sind wie in einem großen Netzwerk 

aufeinander abgestimmt und unterliegen Regulationen, 

die durch als Signalsubstanzen bezeichnete Moleküle vermittelt 

werden. Diese werden von spezialisierten Zellen abgegeben 

und finden auf der Oberfläche anderer Zellen für 

die Erkennung der Signalsubstanzen spezifische Rezeptoren, 

die wie ein Schlüsselloch nur bestimmte Schlüssel erkennen 

können. Jeder Zelltyp im Körper hat ganz spezielle 

Aufgaben, die den Organen und Geweben ihre besondere 

Funktion verleihen. In Organen mit hohem Zellverlust, wie 

der Haut, der Magen-Darm-Schleimhaut, dem Knochenmark 

und den Lymphknoten findet man stets eine mehr oder weniger 

stark ausgeprägte Zellteilung, die den normalen Zellverlust 

ersetzt. Auch die Zellteilungen werden nicht nur 

durch den Stoffwechsel der Zellen selbst, sondern auch 

durch Signalsubstanzen zwischen verschiedenen Zellen gesteuert. 

Fällt diese gezielte Zellteilung aus, kann dies zu 

bösartigen Tumoren führen. 

Auch einzelne Organe kommunizieren als Ganzes über spezialisierte 

Zellen mit entsprechend spezialisierten Zellen 

anderer Organe, da auch Steuerungsmechanismen zwischen 

den verschiedenen Organen des Körpers bestehen. 

102

Nur so funktioniert der Körper als Einheit. Die Gesamtfunktion 

des Körpers ist somit schließlich abhängig vom Stoffwechsel 

der einzelnen Organe. 

Bis Anfang des letzten Jahrhunderts waren Stoffwechselvorgänge 

nur wenig bekannt, da man sie nur indirekt mit 

aufwändigen biochemischen Methoden an dem Organismus 

entnommenem Gewebe untersuchen konnte. Nach Entdeckung 

der Radionuklide und nach deren Einsatz für wissenschaftliche 

Untersuchungen bekamen Wissenschaft und 

Medizin ein ideales Werkzeug in die Hand, mit dem die 

Stoffwechselprozesse im lebenden Organismus untersucht 

werden konnten. Radioaktive Isotope eines Elementes sind 

zwar chemisch identisch mit den entsprechenden nicht radioaktiven 

Elementen, sie senden jedoch Strahlen aus, die 

man mit entsprechend empfindlichen Geräten außerhalb 

des Körpers nachweisen kann. Da der Organismus nicht 

zwischen radioaktiven und nicht radioaktiven Elementen unterscheiden 

kann, nimmt er auch die radioaktiven Substanzen 

in gleicher Weise wie die nicht radioaktiven Elemente in 

seinen Stoffwechsel auf, wenn ihm die radioaktiven Isotope 

angeboten werden. Dies kann mit der Nahrungsaufnahme 

(per oral) oder, in der Regel, als intravenöse Injektion erfolgen. 

Radionuklide, die am Stoffwechsel teilnehmen, können 

mit einer geeigneten Technik außerhalb des Körpers verfolgt 

werden. 

Die Möglichkeit zur Nutzung von Radionukliden als Indikatoren 

des Stoffwechsels wurde früh von G. von Hevesy erkannt, 

der 1923 mit dem natürlichen Radionuklid des Blei Untersuchungen 

an Pflanzen durchführte. Dieser Anstoß zum 

Einsatz von Radionukliden als Indikatoren zur Prüfung des 

Stoffwechsels in lebenden Systemen führte letztlich zu deren 

heutigen breiten Anwendung in der gesamten Biologie und 

Medizin. Von Hevesy erhielt hierfür 1943 den Nobelpreis. 

Schon wenige Jahre nach der ersten Veröffentlichung durch 

von Hevesy konnten H. L. Blumgard und S. Weiss 1927 mit 

Hilfe des natürlichen Radionuklids Wismut (Wismut-210, 

auch Radium C genannt) und einfachen Strahlennachweisgeräten 

die Zirkulationszeit des Blutes im Menschen von der 

Injektionsstelle am Arm zum Herzen und wieder zum anderen 

Arm messen; dabei wurden bei Patienten mit Herzschwäche 

veränderte Werte gefunden. Diesen und anderen 

103

vereinzelten Pionierleistungen folgte im Jahr 1934 die Entdeckung 

der künstlichen Radionuklide Stickstoff-13 und 

Phosphor-30 durch Madame I. Curie und ihren Mann, J. F. 

Joliot. Dadurch wurde eine größere Anwendung der Radionuklide 

als Indikatoren für Stoffwechseluntersuchungen 

überhaupt erst möglich. Sehr bald wurden auch weitere 

künstlich hergestellte Radionuklide entdeckt. So erzeugte 

noch im selben Jahr 1934 E. Fermi radioaktives Iod, das 

biologisch deswegen interessant ist, weil die Schilddrüse als 

einziges Organ eine relativ große Menge Iod benötigt, und 

zwar für die Synthese der Schilddrüsenhormone. 1935 berichtete 

v. Hevesy über seine Experimente mit radioaktivem 

Phosphor (Phosphor-32) an Ratten und konnte feststellen, 

dass der im Körper vorkommende Phosphor in den einzelnen 

Organen einen unterschiedlichen Umsatz hat, der in 

bösartigen Tumoren relativ hoch ist. Schon 1937 begann in 

Boston eine interdisziplinäre Gruppe mit dem Arzt S. Hertz 

und den Physikern A. Roberts und R. D. Evans radioaktives 

Iod (Iod-128) als Indikator der Schilddrüsenfunktion bei Kaninchen 

auszuprobieren. Die Grundlage der Schilddrüsendiagnostik 

mit radioaktivem Iod wurde 1938 von diesen Forschern 

veröffentlicht. 

Nach dem zweiten Weltkrieg konnte der von E. Fermi am 

2.12.1942 in Betrieb genommene Kernreaktor in Chicago 

als große Neutronenquelle für die Großproduktion von vielen 

verschiedenen Radionukliden eingesetzt werden, womit 

der Weg für den allgemeinen klinischen Einsatz dieser Indikatortechnik 

freigemacht wurde. Das erste Angebot zum 

Verkauf von Radionukliden wurde am 14.6.1946 in der Zeitschrift 

„Science" bekannt gegeben. 

- Radionuklide in der Diagnostik 

Voraussetzung für die Anwendung von Radionukliden in der 

medizinischen Diagnostik ist, dass die von diesen Radionukliden 

ausgehende Strahlung den Organismus der Patienten 

durchdringen und von außen gemessen werden kann. Hierfür 

eignen sich nur Radionuklide mit einer höheren Reichweite der 

Strahlung, der Gammastrahlung. 

Die erweiterte Anwendung von Radionukliden in der medizinischen 

Diagnostik setzte die Entwicklung von Strahlennachweisgeräten 

voraus, welche auch in der Lage sein mussten, die 

104

äumliche Verteilung der Radionuklide im Organismus bildlich 

darzustellen. Grundprinzip aller dieser Nachweisgeräte 

ist ein besonders aktivierter Natrium-Iodid-Kristall, der in der 

Lage ist, einfallende Gammastrahlen in sichtbares Licht umzuwandeln, 

das dann weiter verarbeitet werden kann. Die 

ersten Geräte dieser Art, Szintigraphen genannt, wurden Anfang 

der 50er Jahre entwickelt. Bei diesen Geräten bewegte 

sich ein kleiner Mess-Kristall zeilenförmig über das zu untersuchende 

Gebiet des Körpers hinweg und das jeweilige 

Messergebnis wurde in Form von schwarzen, bzw. bunten 

Strichmarkierungen auf Papier ausgedruckt (Szintigramm). 

Dabei war die Intensität der Schwärzung, bzw. die Art der 

Farbe proportional zur Intensität der gemessenen Strahlung. 

Schon wenige Jahre später wurde diese Technik durch so 

genannte Gammakameras (Abb. 3.6a) bereichert, die durch 

einen großen Mess-Kristall gleichzeitig die Intensität und 

die Lokalisation der Strahlung in einem Feld von bis zu etwa 

50 cm x 50 cm erfassen können. Zusätzlich haben diese 

Gammakameras den Vorteil, auch sehr schnell ablaufende 

Änderungen der von den Radionukliden stammenden Strahlung 

registrieren zu können; so sind z. B. bei der Herzdiagnostik 

bis zu 100 Aufnahmen pro Sekunde möglich, so dass 

die im Herzen sehr schnell ablaufenden Funktionsabläufe erfasst 

werden können. Diese Szintigramme werden heute in 

der Regel an speziellen EDV-Bearbeitungsstationen sichtbar 

gemacht und ausgewertet (Abb. 3.6b). Eine zusätzliche Dokumentation 

dieser digitalen Daten kann auf CD, Papier oder 

Röntgenfilm erfolgen. 

Abb. 3.6a Doppelkopf-Gamma-Kamera 

105

Abb. 3.6b EDV-Bearbeitungsstation zur Bildbetrachtung und 

Befundung 

Im Laufe der letzten Jahrzehnte gelang es, eine Vielzahl 

von Substanzen, die in den Stoffwechsel einzelner Orga- 

ne eingeschleust werden können, mit gammastrahlenden 

Nukliden zu markieren und damit die Funktion dieser Organe 

zu erfassen. Die radioaktiven Substanzen, die für die 

Diagnostik am Menschen eingesetzt werden, werden Radiopharmaka 

oder Radiopharmazeutika genannt. 

Auch heute noch ist man bei dieser Technik mit der Schwierigkeit 

konfrontiert, dass nur die Radiopharmaka mit Radionukliden 

markiert werden können, welche sich wie natürliche 

Bausteine im Stoffwechsel der Zellen und Organe verhalten. 

Ein wesentlicher Grund für diese Schwierigkeit liegt in der 

Tatsache, dass es von den meisten Elementen, welche den 

Körper aufbauen, nur Radionuklide gibt, die entweder keine 

Gammastrahler sind oder nur eine sehr kurze Zeit strahlen. 

Deshalb musste für den Routineeinsatz nach Alternativen 

gesucht werden: das heute in der Medizin meist gebräuchliche 

Radionuklid ist das Technetium-99m (Tc-99m), mit dem 

sich sehr viele für eine Organuntersuchung relevante Substanzen 

markieren lassen. Für spezielle Untersuchungen 

werden auch Indium-111, Iod-123 und Iod-131 verwendet. 

Da die für die verschiedenen diagnostischen Untersuchungen 

dem Patienten verabreichten Radiopharmaka zu einer 

nicht unerheblichen Strahlenexposition führen (Tab. 3.3), 

verlangen nuklearmedizinische Untersuchungen im Rahmen 

106

einer Nutzen-Risiko-Betrachtung eine besondere Sorgfalt 

bei der Indikationsstellung, Auswahl des geeigneten Radionuklids 

(möglichst kurze biologische und physikalische 

Halbwertszeit) und Durchführung der Untersuchung. Allgemein 

soll für eine bestimmte Untersuchung dasjenige Radionuklid 

als Indikator ausgesucht werden, das aufgrund der 

Energie der Strahlung und der Zerfallszeit die niedrigste 

Strahlenexposition bei größtmöglicher diagnostischer Aussage 

mit sich bringt. 

Untersuchtes 

Organ 

Schilddrüse (Tc- 

99m-Pertechnetat) 

Skelett 

(Tc-99m -MDP) 

Aktivitätsmenge 

(Referenzwert, 

MBq) 

Effektive 

Dosis 

(mSv) 

75 1,0 

500–700 2,9–4 

Herz (Tc-99m-MIBI) 600–1000 7,2–8,2 

Nieren 

(Tc-99m-MAG3) 

Positronen- 

Emissions- 

Tomographie 

(PET ) (F18-FDG) 

100 0,7 

200–370 3,8–7,0 

Tab. 3.3 Größenordnung der Strahlenexposition in der 

nuklearmedizinischen Diagnostik 

Die diagnostischen Referenzwerte dieser Tabelle sowie die 

mit den Untersuchungen verbundenen Strahlenexpositionen 

wurden der Publikation von D. Noßke, V. Minkov und G. Brix 

“Festlegung und Anwendung diagnostischer Referenzwerte 

für nuklearmedizinische Untersuchungen“ in: Nuklearmedizin 

(2004) 3:79-85 entnommen. 

107

- Spezielle nuklearmedizinische Untersuchungen 

Die Schilddrüse verwendet für die Synthese ihrer Hormone 

Iod. Der Einbau von radioaktivem Iod in die Schilddrüse erlaubt 

so die Untersuchung von Organstruktur und -funktion. 

Das kurzlebige Iod-123 (Halbwertszeit 12 Stunden) bringt im 

Vergleich zur selben Menge von langlebigerem Iod-131 

(Halbwertszeit 8 Tage) eine Reduktion der Strahlenexposi- 

tion für die Schilddrüse um den Faktor 100. Die Nutzung von 

Technetium-99m, das auch von der Schilddrüse aufgenommen 

wird, jedoch im Gegensatz zu Iod nicht in die Schilddrüsenhormone 

eingebaut wird, reduziert pro applizierter 

Menge des Radionuklids die Strahlenexposition im Vergleich 

zum Iod-123 noch einmal um den Faktor 30. Daher wird 

heute zur Darstellung von funktionstüchtigem Schilddrüsengewebe 

Technetium-99m bevorzugt. Etwa 20 Minuten nach 

intravenöser Injektion von Technetium-Pertechnetat wird die 

Radionuklidverteilung in der Schilddrüse mit der Gamma- 

Kamera bildlich dargestellt (Abb. 3.7). 

5 

c c 

m m 

108 

Normalbefund 

Abb. 3.7 Schilddrüsen-Szintigramm (ohne krankhaften Befund)

Neben Größe und Form der funktionsfähigen Schilddrüse 

kann mit diesem Verfahren bei verminderter Speicherung 

des Technetiums eine Unterfunktion (Hypothyreose) sowie 

bei vermehrter Speicherung eine Überfunktion (Hyperthyreose) 

nachgewiesen werden. Von noch wesentlicherer Bedeutung 

ist jedoch die Beurteilung, ob Knoten in der Schilddrüse 

eine vermehrte Speicherung (heiße Knoten) oder eine 

verminderte Speicherung (kalte Knoten) aufweisen. 

Für Skelettuntersuchungen werden mit Technetium-99m 

markierte Phosphonat-Verbindungen, die in das Blut eingeschleust 

werden, durchblutungsabhängig in die einzelnen 

Knochenstrukturen eingebaut. Da das Skelettsystem einem 

kontinuierlichen Knochenaufbau und Knochenabbau unterworfen 

ist – wobei bei Kindern und Jugendlichen der Knochenaufbau 

überwiegt, während bei Älteren der Knochenabbau 

überwiegt (Osteoporose) – lässt sich mit Hilfe der 

Skelettszintigraphie das gesamte Skelett 3 Std. nach Injek- 

tion der radioaktiven Substanz detailreich darstellen (Abb. 

3.8). 

Alle Erkrankungen mit Knochenbeteiligung wie Knochenverletzungen, 

Entzündungen, Tumoren und Verschleißerscheinungen 

führen zu einem erhöhten Knochenumbau und lassen 

sich durch eine vermehrte Aufnahme des Radiopharmakons 

im betroffenen Skelettareal nachweisen. Da diese 

Methode außerordentlich empfindlich ist, können z. B. entzündliche 

Veränderungen oder auch Verletzungsfolgen des 

Knochens zu einem Zeitpunkt erkannt werden, zu dem das 

Röntgenbild dieses Skelettabschnittes noch unauffällig ist. 

Nach Injektion des Radiopharmakons wird dessen Weg in 

den betroffenen Skelettabschnitt mit der Gammakamera 

aufgezeichnet (Angiographie- und Blutpoolphase). 3 bis 4 

Std. nach Injektion erfolgt die Abbildung des gesamten Skelettes 

mit Hilfe einer Ganzkörper-Gammakamera (Mineralisationsphase, 

Abb. 3.8). 

109

Abb. 3.8 Ganzkörper-Szintigramm des Skelett eines Kindes (besonders 

deutlich sind die einzelnen Wachstumsfugen zu erkennen, 

kein krankhafter Befund) 

Bei der Diagnose von Herzerkrankungen hat die Anwendung 

von Radionukliden in den letzten Jahren eine wesentliche 

Bedeutung erlangt. So können mit dieser Technik sowohl 

die Pumpleistung, die Muskelwandbewegung, die 

Muskeldurchblutung und schließlich der Energiestoffwechsel 

des Herzmuskels untersucht werden. 

Für die Ermittlung der Pumpleistung werden mit Techne- 

tium-99m markierte rote Blutkörperchen verwendet, welche 

nach Verteilung im zirkulierenden Blut im Gamma-Kamera- 

Bild die Herzhöhlen und ihre Bewegung und damit die 

Pumpleistung messbar machen. 

Für die diagnostische Abklärung des Verdachts einer 

Durchblutungsstörung des Herzmuskels, z. B. bei Verengung 

der Koronararterien, werden heute vorwiegend mit 

Technetium-99m markierte Isonitrile verwendet. 

Dieses Radionuklid wird durchblutungsabhängig in die Muskelzellen 

des Herzens aufgenommen; eine Verminderung 

der Durchblutung führt somit zu einer verminderten Anreicherung 

des Radiopharmakons in dem zugehörigen Muskelbereich. 

110

Die Untersuchung selbst wird in zwei Phasen durchgeführt 

und zwar nach körperlicher oder medikamentöser Belastung 

sowie in körperlicher Ruhe nach jeweiliger intravenöser Injektion 

des Radiopharmakons. Ist bei der Ruheuntersuchung 

der Herzmuskel unauffällig dargestellt und zeigt sich 

bei der Untersuchung nach Belastung eine verminderte 

Speicherung, so handelt es sich um eine belastungsabhängige 

Minderdurchblutung (Ischämie, Abb. 3.9), während eine 

verminderte Radioaktivitätsspeicherung sowohl in Ruhe als 

auch nach Belastung für eine Narbe (Infarkt) spricht. 

Abb. 3.9 Herzmuskel-Szintigraphie mit Minderdurchblutung 

unter Belastung (Ischämie) in der Seitenwand des Herzmuskels 

(Pfeil) 

Mit Radionukliden lassen sich die Funktionen der Urinproduktion 

in den Nieren und des Urinflusses in die Blase 

seitengetrennt quantitativ verfolgen. Dabei werden unterschiedliche 

Erkrankungen der Nieren und einzelner 

Nierenabschnitte funktionell getrennt erfassbar. Zudem kann 

auch ein krankhaftes Zurückfließen des Urins aus der Blase 

in die Nieren sichtbar gemacht werden (Reflux). 

Als Radiopharmakon wird heute vorwiegend Technetium- 

99m-Mercaptoacetyltriglycin (MAG3) verwendet, das sich 

sehr schnell im Nierengewebe anreichert und anschließend 

über das Nierenhohlraumsystem und die Harnleiter in die 

Blase ausgeschieden wird. 

111

- Nuklearmedizinische Tomographie-Untersuchungen 

Single-Photon-Emissions-Computertomographie 

(SPECT) 

Bei diesem Verfahren dreht sich der Kopf einer Gamma- 

kamera bzw. drehen sich die Köpfe einer Mehrkopf- 

Gammakamera um den Patienten, bleiben kurz stehen, 

messen die Strahlung, die aus dem Patienten herauskommt 

(Emission), drehen sich erneut, bleiben wieder stehen und 

messen usw.. Auf diese Weise entsteht ein “Datenwürfel“, 

der anschließend mit speziellen nuklearmedizinischen Auswertecomputern 

in einzelne Schichten des Körpers aufgelöst 

werden kann. Diese einzelnen Schichten – vergleichbar 

den Schichtaufnahmen der röntgenologischen Computertomographie 

– haben den Vorteil, dass sie die dreidimensionale 

Lokalisation des die Strahlung aussendenden Organs 

(z. B. des Herzens) überlagerungsfrei darstellen können. Ein 

Beispiel findet sich in Abb. 3.9, die SPECT-Aufnahmen des 

Herzmuskels darstellt. 

Positronen-Emissions-Tomographie (PET) 

In den letzten Jahren sind die technischen Voraussetzungen 

auch zur Anwendung der sehr kurzlebigen Radionuklide 

Kohlenstoff-11, Stickstoff-13, Sauerstoff-15 und Fluor-18 mit 

Hilfe der Positronen-Emissions-Tomographie geschaffen 

worden. Diese Radionuklide senden Positronen aus, die 

sich praktisch sofort mit benachbarten Elektronen vereinigen. 

Dabei entsteht eine Vernichtungsstrahlung mit 2 Gam- 

maquanten, welche im Winkel von 180 Grad zueinander 

ausgesandt werden. Ein spezielles Messgerät für diese 

„doppelte" Gammastrahlung der Positronen-Emissions- 

Tomographie (PET-Scanner, Abb. 3.10) erlaubt die Szintigraphie 

in Form von Körperschnittbildern. 

112

Abb. 3.10 Positronen-Emissions-Tomograph mit Bedienungsplatz. 

Während in der “konventionellen" Nuklearmedizin in der Regel 

größere Moleküle radioaktiv markiert werden, die meist 

nicht direkt in den menschlichen Stoffwechsel eingeschleust 

werden können, werden für die Positronen-Emissions-Tomographie 

die Bausteine des Lebens, wie Kohlenstoff, Stickstoff 

und Sauerstoff, in radioaktiver Form in einem Zyklotron hergestellt. 

Diese radioaktiven Verbindungen zeigen bei Verwendung 

eines PET-Scanners direkt den Stoffwechsel und 

insbesondere krankhafte Stoffwechselveränderungen an. 

Dies gilt auch für den mit dem Positronenstrahler Fluor-18 

markierten Zucker, Difluorodeoxyglucose (FDG), der insbesondere 

im Bereich der onkologischen Diagnostik eingesetzt 

wird. Da seit langer Zeit bekannt ist, dass die Zellen vieler 

Tumorarten einen vermehrten Zuckerverbrauch aufweisen, ist 

es verständlich, dass bei Verwendung von FDG mit Hilfe der 

PET diese Tumoren und deren Metastasen durch ihren erhöhten 

Zuckerverbrauch sichtbar gemacht werden können. 

Wesentlicher Nachteil der Positronenstrahler ist, dass sie in 

der Regel nur eine sehr kurze physikalische Halbwertszeit 

haben, die die Kombination von Zyklotron und PET-Scanner 

erforderlich macht; lediglich das Fluor-18-FDG macht hier eine 

Ausnahme, da bei einer Halbwertszeit von 110 Minuten 

auch noch ein Transport vom Zyklotron in andere Krankenhäuser 

und Praxen möglich ist. Die Abb. 3.11 zeigt eine 

113

Ganzkörper-F18-FDG-PET-Untersuchung eines 11-jährigen 

Mädchens mit bösartigem Tumor der Muskulatur. Die PET 

zeigt multiple Steigerungen des Zuckerstoffwechsels, die Metastasen 

entsprechen (der intensive Zuckerstoffwechsel im 

Gehirn des Kindes ist durch seine Aktivität bedingt und somit 

normal). 

Weitere Anwendungsgebiete der Positronen-Emissions-Tomographie 

sind entzündliche Erkrankungen, Erkrankungen 

des Herzmuskels und des Gehirnes. 

Abb. 3.11 Das F18-FDG-PET zeigt multiple Metastasen 

Seit kurzer Zeit stehen insbesondere für die Diagnostik in der 

Onkologie kombinierte Systeme aus Positronen-Emissions- 

Tomographie (PET) und Computer-Tomographie (CT) zur 

Verfügung (Abb. 3.12). Diese PET/CT-Systeme haben den 

wesentlichen Vorteil, dass die funktionellen Aussagen der 

PET, die primär nur schwer den anatomischen Strukturen des 

Körpers zuzuordnen sind, mit den morphologischen Aussagen 

der CT zusammen aufgezeichnet werden. Durch die 

Überlagerung der Funktionsaussage im PET und der morphologischen 

Aussage des CT lässt sich eine genaue Zuordnung, 

z. B. von Tumoren und Metastasen, erreichen. Allerdings 

ist die Strahlenexposition für den Patienten bei den 

kombinierten PET/ CT-Systemen erheblich höher; sie liegt bei 

10 bis 25 mSv. 

114

Gleiches gilt für eine neue Generation von Geräten, die seit 

kurzer Zeit erhältlich ist, die SPECT/CT-Systeme. Bei diesen 

Geräten ist eine SPECT-fähige Doppelkopfkamera mit einem 

Computertomographie (CT)-System fest verbunden. Dabei 

dient die Röntgenstrahlung der Computertomographie sowohl 

zur Schwächungskorrektur der SPECT-Aufnahmen, als auch 

– wie beim PET/CT – zur gleichzeitigen morphologischen 

Diagnostik. 

Abb. 3.12 PET und CT-Kombinationsgerät (links CT, rechts PET) 

- Radionuklide in der Therapie 

Neben dem Einsatz für diagnostische Zwecke werden Radionuklide 

auch in der Therapie zur Zerstörung von wuchernden, 

meist bösartigen, Tumorzellen oder von solchen Zellen, die 

z. B. in Gelenken eine chronische Entzündung unterhalten, 

eingesetzt. 

Grundsätzlich können bestimmte Zellen und Gewebe im Körper 

auf drei Wegen vernichtet werden: 

1. durch chirurgische Entfernung des die Zellen enthaltenden 

Gewebes, 

2. durch Behandlung mit solchen Medikamenten, die Zellen 

abtöten, so genannte Zytostatika, und 

115

3. durch ionisierende Strahlung, wobei das zu behandelnde 

Gewebe entweder von außen oder durch die Einschleusung 

von Radionukliden in das betroffene Gebiet bestrahlt 

wird. 

Hierbei haben die Radionuklide generell den Vorteil, dass sie 

ähnlich wie bei ihrem diagnostischen Einsatz in das kranke 

Gewebe eingeschleust werden können, wo ihre Strahlung lokal 

bei nahezu vollständiger Schonung des gesunden Gewebes 

wirken kann. Entsprechend der Zielsetzung der Strahlentherapie, 

Zellen abzutöten, liegen die applizierten lokalen 

Dosen sehr hoch, z. B. bei Schilddrüsenüberfunktion (Hyperthyreose) 

bei etwa 400 Gy. 

Trotz dieser hohen Dosen wird das den Krankheitsherd umgebende 

gesunde Gewebe weitestgehend geschont. Es ist 

ein aktuelles Forschungsziel, möglichst alle Krebsarten so 

speziell behandeln zu können wie die z. B. der Schilddrüse. 

Röntgendiagnostik 

Die von Wilhelm Konrad Röntgen 1895 entdeckten Röntgenstrahlen 

eroberten in wenigen Jahren das Gebiet der medizinischen 

Diagnostik, da es mit ihnen zum ersten Mal möglich 

wurde, Bilder vom Inneren des lebenden und unverletzten 

Menschen herzustellen. 1901 erhielt Röntgen für diese wissenschaftliche 

Leistung als erster den Nobelpreis für Physik. 

Zur Durchführung von Röntgenuntersuchungen ist es notwendig, 

einerseits Röntgenstrahlen zu erzeugen und mit diesen 

das zu untersuchende Objekt – in unserem Fall den Patienten 

– zu durchdringen und andererseits die in den einzelnen 

Teilen des Patientenkörpers unterschiedlich geschwächten 

unsichtbaren Röntgenstrahlen im Röntgenbild für unser 

Auge sichtbar werden zu lassen. Erzeugt werden die Röntgenstrahlen 

in einer Röntgenröhre, zu deren Betrieb ein 

Röntgengenerator erforderlich ist. In der Röntgenröhre sind 

eine Glühkathode in Form einer kleinen Drahtspirale aus hitzebeständigem 

Wolframdraht und eine Anode eingeschmolzen. 

Wird die Kathode auf über 2000 Grad Celsius aufgeheizt, 

so treten aus ihrer Oberfläche kleinste negativ geladene 

Masseteilchen – Elektronen – aus. Wird zwischen Anode und 

Kathode eine Hochspannung angelegt – die vom Generator 

116

erzeugt wird –, so werden die Elektronen mit großer Geschwindigkeit 

von der Anode angezogen und erzeugen beim 

Aufprallen und Abbremsen die Röntgenstrahlen. 

Die Wiedergabe des durch die Röntgenstrahlen erzeugten 

Röntgenbildes – hier muss erneut betont werden, dass die in 

der Röntgenröhre erzeugten Röntgenstrahlen im lebenden 

Organismus unterschiedlich geschwächt werden, so werden 

sie durch die Lunge kaum, durch das Skelettsystem dagegen 

sehr intensiv abgeschwächt – erfolgt entweder auf Röntgenfilmen 

oder heute zunehmend in digitaler Form auf speziellen 

radiologischen Monitoren (Workstations). 

Der Begriff „digitale Radiographie“ fasst alle Bereiche der digitalen 

Röntgentechnik zusammen, bei denen die auftreffenden 

Röntgenstrahlen mittels Speicherfolie oder Halbleiterdetektoren 

ausgelesen und digitalisiert werden. Mit digitalen Bildverarbeitungssystem 

können diese Bilder aufgenommen und 

weiter bearbeitet werden. 

Bei einer konventionellen Aufnahme ist der Röntgenfilm 

gleichzeitig Aufnahme -, Speicher- und Darstellungsmedium. 

Im Gegensatz hierzu wird es mit der digitalen Radiographie 

möglich, jede einzelne Bearbeitungsstufe zu optimieren und 

zwar die Aufnahme des durch die Röntgenstrahlen erzeugten 

Bildes, seine Verarbeitung sowie seine Darstellung und Speicherung. 

Generell wird die Röntgendiagnostik heute in vier Bereiche 

unterteilt und zwar: 

- Röntgendurchleuchtung 

- konventionelle Röntgendiagnostik (Projektionsradiographie) 

- Interventionelle Radiologie 

- Computertomographie (CT) 

Die Röntgendurchleuchtung hatte in früheren Jahren eine 

weite Verbreitung, da mit ihr insbesondere die Lunge, aber 

auch Strukturen und Bewegungen von Speiseröhre, Magen 

und Darm beurteilt werden konnten. Da diese Untersuchungen 

jedoch bei angeschalteter Röntgenröhre und damit kontinuierlicher, 

zum Teil über viele Minuten andauernder Röntgenstrahlung 

durchgeführt wurden, waren sie trotz aller Strah- 

117

lenschutzmaßnahmen mit einer hohen Strahlenexposition 

sowohl des Patienten als auch des Untersuchers verbunden. 

Aus diesen Strahlenschutzgründen, aber auch weil heute andere 

diagnostische Maßnahmen für diese Zwecke zur Verfügung 

stehen, hat die Röntgendurchleuchtung heute nur noch 

eine geringe Bedeutung, vor allem in speziellen internistischen 

Fachgebieten. 

Die konventionelle Röntgendiagnostik wird heute zunehmend 

als Projektions-Radiographie bezeichnet. 

Hierunter versteht man alle Röntgenuntersuchungen, bei denen 

Röntgenaufnahmen als Röntgenfilme oder in digitaler 

Form angefertigt werden, z. B. nach Verletzungen von Extremitäten. 

Die interventionelle Radiologie ist ein spezielles Arbeitsfeld 

der Radiologie, das die Möglichkeit bietet, mit Hilfe von venösen 

oder arteriellen Kathetern röntgenologisch-kontrolliert Zugang 

zu den Gefäßregionen und Organen des Patienten zu 

erlangen und an diesen diagnostische (mit Kontrastmittel) und 

insbesondere auch therapeutische Maßnahmen durchzuführen. 

So können beispielsweise verschlossene Gefäße mittels 

Ballonkatheter wieder geöffnet oder durch Katheter spezielle 

dauerhafte Materialen in den Körper eingebracht werden, wie 

z. B. gefäßerweiternde Hülsen (Stents) oder knochenausfüllenden 

Zement bei den Knochen auflösenden Metastasen. 

Ein wesentliches röntgendiagnostisches Verfahren u. a. in der 

interventionellen Radiologie ist die Digitale Subtraktions- 

angiographie (DSA). Bei der DSA handelt es sich um ein 

Verfahren zur besseren Darstellung der mit einem Röntgenkontrastmittel 

markierten Blutgefäße im Körper. Hierfür wird 

zuerst ein digitales Röntgenbild des Untersuchungsgebietes 

zu einem Zeitpunkt, zu dem die Gefäße noch nicht kontrastiert 

sind („Leeraufnahme“), aufgenommen und gespeichert. 

Zu einem späteren Zeitpunkt, zu dem die Blutgefäße bereits 

maximal mit Kontrastmittel gefüllt sind, erfolgt eine neue digitale 

Röntgenaufnahme, die von der vorher erstellten “Leeraufnahme“ 

subtrahiert wird. Das daraus resultierende neue 

Bild zeigt als Differenz der beiden subtrahierten Bilder die 

kontrastgefüllten Gefäße (Abb. 3.13). 

118

Abb. 3.13 Digitale Subtraktionsangiographie (DSA) zur Darstellung 

der Beckengefäße 

Zwar ist die Kontrastauflösung dieser digitalen Angiographie 

etwas schlechter als die der konventionellen Angiographie, 

jedoch führt sie zu einer erheblich geringeren Strahlenexposition 

des Patienten. Zudem kann nach der durchgeführten Untersuchung 

mit Hilfe von EDV-Bildverarbeitungsmethoden eine 

Optimierung der Bildqualität herbeigeführt werden. 

Die Computer-Tomographie (CT) ist ein Verfahren zur Herstellung 

von Querschnittsbildern des Körpers mit Hilfe von 

Röntgenstrahlen. Die Anfertigung dieser Schnittbilder erfolgt 

durch ein eng begrenztes Röntgenstrahlenbündel, welches 

die zu untersuchende Körperschnittebene aus verschiedenen 

Richtungen abtastet. Zu diesem Zweck umkreisen der Strahler 

und der Detektor den Patienten in der Schnittebene. Die 

so erreichten Körperquerschnitte haben eine variable Dicke 

zwischen 1 und 10 mm. Die durch den Körper abgeschwächten 

Röntgenstrahlen werden durch Detektoren erfasst, in 

elektrische Signale umgewandelt und in einem Computersystem 

zu einem Querschnittsbild aufgebaut. Dieses erscheint in 

verschiedenen Grauabstufungen auf einem Monitor, wo es 

ausgewertet und beurteilt werden kann (Abb. 3.14). 

119

Abb. 3.14 CT-Querschnittsbild des Bauchraumes. Zu erkennen 

sind die Wirbelsäule, beide Nieren, die Leber, die Bauchspeicheldrüse 

und die Magenblase (unauffälliger Befund). 

Die Scanzeiten haben sich heute auf 0,5 bis 2 Sekunden reduziert. 

Bei moderneren Geräten können gleichzeitig mehrere 

Schichten des Körpers gescannt werden; hierzu stehen zur 

Zeit bis zu 64-Schichten-Scanner zur Verfügung, weitere 

Entwicklungen sind jedoch abzusehen. Wesentlicher Vorteil 

der Mehrschicht-Scanner ist die kürzere Untersuchungszeit 

die es z. B. erlaubt, während der Atemstillstandsphase des 

Patienten nahezu den ganzen Körper zu untersuchen. Durch 

besondere Rechenverfahren ist nicht nur die Darstellung einer 

Schicht sondern auch die Darstellung dreidimensionaler 

Bilder (3-D-Darstellung) möglich. Diese 3-D-Darstellung gewinnt 

für die plastische Chirurgie und allgemein für die Operationsplanung 

immer mehr an Bedeutung. 

Klinische Einsatzbereiche der Computertomographie finden 

sich in vielen Gebieten der Medizin, angefangen von der Diagnostik 

des Kopfes und Gehirnes über die Diagnostik der 

Lunge, der Wirbelsäule, über das Herz, bei dem heute mit 

dem CT sehr gut Verkalkungen der Herzkranzgefäße erfasst 

werden können, bis hin zur Diagnostik von durch Unfälle 

schwer verletzter Patienten, aus deren Erstversorgung die 

Computertomographie nicht mehr wegzudenken ist. 

120

Da alle bisher angeführten Methoden der Röntgendiagnostik 

mit einer Strahlenexposition des Patienten verbunden sind 

(Tab. 3.4), hat sich die Radiologie schon seit vielen Jahrzehnten 

intensiv mit bildgebenden diagnostischen Verfahren beschäftigt, 

die keine Strahlenexposition mit sich bringen und 

zwar insbesondere mit den Ultraschallverfahren (Sonographie) 

und der Kernspintomographie (auch Magnet-Resonanz- 

Tomographie genannt), auf die hier jedoch nicht eingegangen 

werden soll. 

Untersuchungsart Effektive 

Dosis (mSv) 

Durchleuchtung Magen-Darm- 

Passage 

6–10 

Thorax 1–2 

Röntgenaufnahmen Thorax 0,05–0,1 

LWS 0,5 –1,0 

Interventionelle Radiologie 

5–10 

Computertomographie Thorax 5–10 

Abdomen 5–10 

Tab. 3.4 Größenordnung der Strahlenexposition in der Röntgendiagnostik 

Perkutane Strahlentherapie 

Als Begründer der therapeutischen Anwendung von Röntgenstrahlen 

gilt der Wiener Dermatologe Leopold Freund, der bereits 

1896 ein Muttermal auf dem Rücken eines Mädchens 

bestrahlte und zwar erfolgreich, wie eine Nachuntersuchung 

der damals mittlerweile 64-jährigen ehemaligen Patientin im 

Jahre 1956 zeigte. Die bald erkannten Nachteile der Röntgenstrahlen 

für therapeutische Zwecke wurden in den folgenden 

Jahrzehnten durch technische Verbesserungen (Filterung, 

Mehrfeldtechnik, Bewegungsbestrahlung usw.) gemindert. 

121

Weitere Entwicklungen in der Strahlentherapie waren die Tele- 

Radiumtherapie (mit natürlichem Radium 226), die Tele-Kobalttherapie 

(mit Kobalt 60) sowie die Tele-Cäsiumtherapie 

(mit Cäsium 137). Diese Bestrahlungssysteme, die über viele 

Jahrzehnte zusammen mit einfacheren Beschleunigern in der 

Strahlentherapie verwendet wurden, sind seit den 70er Jahren 

fast vollständig von den technisch stabileren Linearbeschleunigern 

abgelöst worden, die neben Photonen auch Elektronen 

für die Strahlenbehandlung liefern. 

Auch für die so genannte intrakavitäre Strahlentherapie mit 

umschlossenen radioaktiven Stoffen, die z. B. für die Behandlung 

von bösartigen Erkrankungen der Gebärmutter eingesetzt 

wird, sind im Laufe der Jahre wesentliche technische Verbesserungen 

möglich geworden. So werden heute hierfür nur 

noch Afterloading-Geräte eingesetzt, die zu einer nur noch minimalen 

Strahlenexposition des Bedienpersonals führen. 

Grundlage der modernen Strahlentherapie (heute vorwiegend 

als Radioonkologie bezeichnet) ist die Elektronenstrahlung. Ihre 

Attraktivität, vor allem zur Behandlung oberflächlich gelegener 

Tumoren und Metastasen, verdanken die Elektronen ihrem, 

gegenüber der Photonen (elektromagnetischen Wellen), 

unterschiedlichem Verhalten beim Durchgang durch die Materie, 

in der sie ihre Energie über die Ladungswechselwirkung 

an die Atome der zu behandelnden Tumoren und Metastasen 

abgeben. Weitere strahlentherapeutische Maßnahmen verwenden 

Neutronen, die in Forschungsreaktoren, z. B. dem 

FRM II, oder in Beschleunigern (Zyklotron) erzeugt werden. 

Seit kurzem werden auch Protonen in der Strahlentherapie 

verwendet. Diese Teilchen sind trotz des enormen technischen 

Aufwandes und der hohen Kosten für einige strahlentherapeutische 

Anwendungen geeignet, allerdings fehlen für 

verschiedene Einsatzbereiche der Protonen noch größere klinische 

Studien. 

Auch die Integration der modernen bildgebenden Verfahren 

CT, MRT und PET in die Bestrahlungsplanung und die Entwicklung 

einer 3-D-Bestrahlungsplanung haben zu weiteren 

Verbesserungen in der modernen Strahlentherapie geführt, die 

heute unter dem Stichpunkt “intensitätsmodulierte Strahlentherapie“ 

(IMRT) als Optimum in der Radioonkologie angesehen 

werden. 

122

Neben der Behandlung von bösartigen Erkrankungen wird die 

Strahlentherapie mit niedrigen Dosen bereits seit über 100 

Jahren auch zur Behandlung von entzündlichen Veränderungen 

eingesetzt. Hauptindikation hierfür sind verschiedene entzündliche 

Erkrankungen, insbesondere entzündliche Gelenkerkrankungen 

aber auch Verschleißerscheinungen verschiedener 

Formen. Die therapeutische Wirkung dieser niedrig dosierten 

Strahlentherapie bei entzündlichen Veränderungen erfolgt 

durch eine Reduzierung der entzündlich gesteigerten 

Durchblutung sowie durch eine Verminderung der die Entzündung 

fördernden weißen Blutkörperchen, so dass bei Gesamtdosen 

von wenigen Gy eine rasche Verbesserung der 

klinischen Symptome möglich ist. 

Eine – allerdings umstrittene – Sonderform der Strahlentherapie 

stellt die Radon- oder Radiumtherapie dar, die in einzelnen 

Heilbädern angeboten wird. Hierbei entsteht die paradoxe Situation, 

dass einerseits eine generelle und größtenteils auch 

berechtigte Sorge über die Gefährdung durch ionisierende 

Strahlen aus Radioaktivität besteht, andererseits vor allem Patienten 

mit chronischen entzündlichen Gelenkerkrankungen in 

diese Radonbäder oder -heilstollen kommen, um dort mit Hilfe 

der Radioaktivität ihre Leiden zu lindern. Bei diesen Kuren erhält 

der Patient mit 2-3 mSv in 3 bis 4 Wochen in etwa die 

gleiche Strahlenmenge, wie sie jeder Deutsche jedes Jahr aus 

natürlichen Quellen aufnimmt. 

Die Wirksamkeit dieser Radonkuren ist in Doppelblindversuchen 

bewiesen worden; insbesondere bei Patienten mit entzündlichen 

Gelenk- und Wirbelsäulenveränderungen können 

lang andauernde Linderungen der Schmerzen und der entzündlichen 

Veränderungen beobachtet werden. 

Versucht man, diese paradoxe Situation zusammenzufassen, 

so lässt sich sagen, dass zwar durch die erhöhte Radonkonzentration 

in den Heilbädern eine potenzielle Gefährdung der 

Patienten besteht, dass aber letztlich die nachgewiesene heilende 

Wirkung bei den meist älteren Patienten, die in der Regel 

ohne die Behandlung unter außerordentlich unangenehmen 

Schmerzen leiden, im Vordergrund steht. 

123

3.5 Behandlung radioaktiver Abfälle 

Was sind radioaktive Abfälle? 

Beim Umgang mit radioaktiven Stoffen fallen viele unterschiedliche 

Formen radioaktiver Abfälle an, d.h. radioaktive 

Stoffe, die nicht weiter genutzt werden können, die aber 

auch nicht einfach wie normaler Müll in eine Deponie verbracht 

werden können. Vielmehr müssen die radioaktiven 

Abfälle derart behandelt und gelagert werden, dass die 

durch sie hervorgerufenen Strahlenexpositionen für die beteiligten 

Arbeiter und die Bevölkerung so niedrig wie praktisch 

möglich gehalten werden, und dass die vorgegebenen 

Grenzwerte für die Strahlenexposition eingehalten werden. 

Bei der Sortierung, Verarbeitung, Verpackung und Entsorgung 

radioaktiver Abfälle spielen eine Reihe von physikalischen 

und chemischen Eigenschaften eine Rolle, so dass 

es sinnvoll ist, sie durch Einteilung in verschiedene Klassen 

zu charakterisieren. Man unterscheidet aufgrund des Aktivitätsgehaltes 

zwischen hoch-, mittelund schwachradioaktiven 

Abfällen. Häufig werden hierfür die Bezeichnungen 

HAW, MAW und LAW (von den englischen Bezeichnungen 

high, middle und low active waste) verwendet. Die mittelund 

schwachradioaktiven Abfälle werden häufig noch in 

kurz- und langlebige Abfälle eingeteilt (je nachdem, ob die 

Halbwertszeiten der enthaltenen Radionuklide kürzer oder 

länger als 30 Jahre sind). Für die Behandlung der Abfälle ist 

wegen der großen biologischen Wirksamkeit von Alphastrahlung 

oft auch eine Unterteilung in solche, die wenig 

oder keine, und solche die viele Alpha-Strahler enthalten, 

sinnvoll. Für die Endlagerung von radioaktiven Abfällen 

spielt vor allem eine wesentliche Rolle, ob ihre Wärmeentwicklung 

(aufgrund ihrer Radioaktivität) vernachlässigbar ist 

oder nicht: im Wirtsgestein eines Endlagers sollen aus geologischen 

Gründen keine wesentlichen Temperaturerhöhungen 

(d.h. mehr als 3 Grad) auftreten. 

Quellen radioaktiver Abfälle 

Eine wesentliche Quelle für radioaktive Abfälle ist der nukleare 

Brennstoffkreislauf (einschließlich Uranabbau und -aufbereitung, 

Anreicherung, Behandlung bestrahlter Kern- 

124

ennstoffe). In Kernkraftwerken fallen neben den bestrahlten 

Brennelementen eine Reihe weiterer Abfälle wie Verdampferkonzentrate, 

Filter, Reinigungsmittel und Schutzkleidung 

an. Das Abfallaufkommen eines typischen Kernkraftwerks 

liegt in der Größenordnung von einhundert m³ 

konditionierter Abfälle im Jahr. Nur ein kleiner Anteil davon 

zählt zu den hochaktiven Abfällen mit starker Wärmeentwicklung. 

Hochaktive, wärmeentwickelnde Abfälle (Rückstände 

der Brennelemente, Spaltproduktkonzentrat, Hülsen 

und Strukturteile, Schlämme), aber auch alle anderen Arten 

radioaktiver Abfälle fallen in Wiederaufarbeitungsanlagen 

an. Eine Vielfalt an verschiedenen radioaktiven Abfällen entsteht 

auch bei der Stilllegung und dem Rückbau kerntechnischer 

Anlagen. 

Neben dem nuklearen Brennstoffkreislauf stammen radioaktive 

Abfälle aus der Anwendung von Radioisotopen in Medizin, 

Industrie und Forschung. Diese in der Regel mittelund 

schwachaktiven Abfälle werden in Landessammelstellen gesammelt 

und zwischengelagert, bevor sie einer geeigneten 

Behandlung und Entsorgung zugeführt werden. 

Radioaktive Abfälle fallen aber auch beim Umgang mit Materialien, 

welche natürlich radioaktive Stoffe enthalten, an. 

So sind z. B. die Bohr- und Fördergestänge aus der Erdölförderung 

mit radioaktiven Stoffen wie Radium oder Uran 

aus dem Untergrund kontaminiert und sind deswegen als 

radioaktiver Abfall zu betrachten. 

Behandlungsmethoden 

Die Anforderungen an Sortierung, Verarbeitung, Verpackung 

und Entsorgung der radioaktiven Abfälle richten sich nach 

deren Eigenschaften. Hauptziel der Abfallbehandlung ist die 

Reduzierung des zu entsorgenden Abfallvolumens und der 

Einschluss in feste Strukturen. 

Radionuklide mit sehr kurzen Halbwertszeiten können dem 

natürlichen Zerfall überlassen werden. Dies wird z. B. bei 

den kurzlebigen Iodisotopen, die in der medizinischen Diagnose 

und Therapie verwendet werden, angewandt. Die radioaktiv 

kontaminierten Abwässer eines Krankenhauses 

werden in Abklingbehältern gesammelt und gelagert, bis 

125

sich ihre Aktivität so weit verringert hat, dass sie in die Kanalisation 

entlassen werden können. 

Feste radioaktive Abfälle werden, soweit möglich, in ihrem 

Volumen reduziert (Zerkleinern, Pressen, Veraschen) und 

dann in Fässern oder Containern eingeschlossen. Handhabung 

und Transport schwachaktiver Abfälle erfordern dabei 

keinen wesentlichen Aufwand für die Abschirmung der 

Strahlung. 

Sind die radioaktiven Stoffe in nichtaktiven Flüssigkeiten gelöst 

oder suspendiert, so werden sie durch Eindampfen, Fällen, 

Filtern oder Ionenaustausch daraus abgetrennt. Die 

verbleibenden radioaktiven Rückstände werden z. B. mit Bitumen 

oder Zement verfestigt und dann in Stahlfässern o. ä. 

verpackt. 

Hochaktive Abfälle mit erheblicher Wärmeentwicklung aus 

Wiederaufarbeitungsanlagen (so genannte Spaltproduktlösungen) 

liegen in flüssiger Form vor. Sie werden durch Verdampfen 

aufkonzentriert und in Edelstahltanks gelagert. 

Während einer Lagerzeit von fünf Jahren sinkt die Rate der 

Wärmeproduktion auf etwa 6 %. Dies erleichtert die Überführung 

in eine endlagerungsfähige Form, wobei die Abfälle 

mit glasbildenden Stoffen gemischt und daraus Glasblöcke 

geschmolzen werden, welche dann zusätzlich mit Edelstahl 

umkleidet werden. 

Zwischen- und Endlager 

Für eine Endlagerung der behandelten radioaktiven Abfälle 

ist in Deutschland die Einlagerung in geeignete tiefe geologische 

Strukturen – z. B. in Steinsalzlagerstätten – vorgesehen. 

Lediglich 1967 wurden 80 Fässer mit radioaktiven Abfällen 

im Atlantik versenkt. 

Das Salzbergwerk Asse II bei Wolfenbüttel wurde 1965 von 

der Bundesregierung als Forschungsbergwerk zur Untersuchung 

von Verfahren und Techniken zur Endlagerung radioaktiver 

Abfälle erworben. Die Gesellschaft für Strahlenforschung 

(GSF; heutiger Name: Forschungszentrum für Umwelt 

und Gesundheit) übernahm die Betriebsführung und 

startete 1967 mit Forschungs- und Entwicklungsarbeiten. 

Bis 1978 wurden hier ca. 125.000 Behälter mit schwach- 

126

und rund 1.300 Fässer mit mittelaktiven Abfällen eingelagert. 

Seit 1979 findet keine Einlagerung radioaktiver Abfälle 

mehr statt, doch liefen die Forschungsarbeiten weiter. Bis 

2017 soll die Schließung der Schachtanlage nach Bundesberggesetz 

vollzogen sein. 

Auch in der bei Salzgitter gelegenen Eisenerzgrube Konrad, 

welche 1976 ihre Produktion wegen Unwirtschaftlichkeit einstellte, 

wurden seit 1975 Voruntersuchungen zur Endlagerung 

radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung 

durchgeführt. 1982 stellte die Physikalisch-Technische 

Bundesanstalt (PTB) einen ersten Antrag auf Einleitung 

eines Planfeststellungsverfahrens. 2002 erging hierfür 

der Planfeststellungsbeschluss an das Bundesamt für Strahlenschutz 

(BfS). Am 8. März 2006 hat das Oberverwaltungsgericht 

Lüneburg alle Klagen gegen diesen Planfeststellungsbeschluss 

abgewiesen, eine Revision gegen dieses 

Urteil wurde nicht zugelassen. Allerdings steht den Klägern 

noch der Weg einer Nichtzulassungsbeschwerde beim Bundesverwaltungsgericht 

offen. Sollte das Urteil rechtskräftig 

werden, kann nach der notwendigen technischen Einrichtung 

des Endlagers frühestens ab 2012/13 mit der Einlagerung 

radioaktiver Abfälle mit vernachlässigbarer Wärmeentwicklung 

begonnen werden. 

1970 begann in der Steinsalzgrube Bartensleben bei Morsleben 

(damals DDR) die Einrichtung eines Endlagers für mittel- 

und schwachaktiven Abfall. Seit Anfang der 80er Jahre 

wurden in das „Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben“ 

(ERAM) insgesamt etwa 37.000 m 3 niedrig- und mittelradioaktive 

Abfälle mit überwiegend kurzlebigen Radionukliden 

und einer Gesamtaktivität von etwa 10 14 Bq eingelagert. Die 

Dauerbetriebsgenehmigung für dieses Endlager ging bei der 

Wiedervereinigung Deutschlands als befristete Genehmigung 

auf das Bundesamt für Strahlenschutz (BfS) über. 

1998 wurde die Annahme und Einlagerung radioaktiver Abfälle 

aufgrund einer Klage des Bundes für Umwelt und Naturschutz 

(BUND) ausgesetzt, und 1999 wurde beschlossen, 

die Einlagerung nicht wieder aufzunehmen. Seitdem laufen 

die Arbeiten zur Stilllegung des Endlagers. So wurden seit 

2003 Teile des Zentralteils zur bergbaulichen Gefahrenabwehr 

mit Salzbeton verfüllt. Nach dem Vorliegen eines Plan- 

127

feststellungsbeschlusses wird für die Stilllegungsarbeiten mit 

einem Zeitraum von 17 Jahren gerechnet (/BFS-05/). 

Die 2000/2001 getroffene „Vereinbarung zwischen der Bundesregierung 

und den Energieversorgungsunternehmen“ 

(„Atomkonsens“) enthielt u. a. das Verbot, ab 2005 abgebrannte 

Brennelemente zur Wiederaufarbeitung an ausländische 

Wiederaufarbeitungsanlagen abzugeben. Damit ist 

für bestrahlte Brennelemente die direkte Endlagerung der allein 

mögliche Entsorgungsweg. Da jedoch hierfür noch kein 

Endlager existiert, ergab sich für den Weiterbetrieb der laufenden 

Kernkraftwerke die Notwendigkeit, die verbrauchten 

Brennelemente für lange Zeit – bis zur Betriebsbereitschaft 

eines Endlagers – zwischenzulagern. Deshalb wurden so 

genannte Standortzwischenlager (Trockenlager) beantragt 

und zum Teil bereits errichtet. Einige Kernkraftwerke haben 

Interimslager errichtet, in denen die Brennelemente vorübergehend 

(etwa 5-6 Jahre) aufbewahrt werden sollen, da die 

Fertigstellung der eigentlichen Zwischenlager nicht schnell 

genug geschehen kann, ohne den Betrieb der Anlagen zu 

unterbrechen. 

Die Suche nach einem Endlager für hochaktive Abfälle wurde 

in Deutschland bereits in den siebziger Jahren begonnen. 

Im Jahre 1974 wurde von der Bundesregierung das 

Konzept eines „Integrierten Nuklearen Entsorgungszentrums“ 

erstellt. Hier sollten an einem Ort die Wiederaufarbeitung 

bestrahlter Brennelemente, die Fabrikation von Brennelementen, 

die Behandlung und die Endlagerung aller Arten 

radioaktiver Abfälle durchgeführt werden. Nach Prüfung einer 

Reihe von potentiellen Standorten hierfür wurde 1977 

das Planfeststellungsverfahren zur Endlagerung schwach-, 

mittelund hochradioaktiver Abfälle im Salzstock Gorleben, 

nahe an der Grenze zur DDR, eingeleitet. Nach dem Gorleben-Hearing 

1979 (welches vom Unfall im amerikanischen 

Kernkraftwerk Harrisburg überschattet wurde) gab man die 

Wiederaufarbeitung am Standort Gorleben auf und es wurde 

nur noch die Eignung des Salzstocks als Endlagerstätte weiter 

untersucht. Nach der deutschen Wiedervereinigung wurden 

für den Fall, dass sich Gorleben als ungeeignet für ein 

Endlager erweisen sollte, eine Reihe weiterer Salzlagerstätten, 

aber auch andere Gesteinsformationen zur Vervollständigung 

des Kenntnisstandes über potentielle Endlager- 

128

standorte überprüft. Dabei wurden vier als weiter untersuchungswürdig 

eingestuft. Derzeit ist die Erkundung des 

Salzstocks Gorleben unterbrochen (Gorleben-Moratorium). 

Aus den bisherigen Resultaten der bereits weit fortgeschrittenen 

Erkundung ergeben sich allerdings keine Hinweise, 

die gegen eine Eignungshöffigkeit dieses Standorts sprechen 

würden. 

3.6 Literatur 

Büll, U., H. Schicha, H.J. Biersack, et al. (1999) Nuklearmedizin. 

Stuttgart, Thieme Verlag. 3. Auflage. 

Kauffmann, G.W., E. Moser, R. Sauer (2006). Radiologie. 

München, Jena, Elsevier-Verlag, Urban & Fischer. 3. Aufl. 

Bundesamt für Strahlenschutz (2005). Endlagerung radioaktiver 

Abfälle als nationale Aufgabe. (/BFS-05/). 

http://www.bfs.de/bfs/druck/broschueren/Endlagerung_natio 

nal.pdf 

Heinz Maier-Leibnitz (FRM II) (2005). Forschungsneutronenquelle. 

Landolt-Börnstein. 3. 

http://www.new.frm2.tum.de. 

Bryant, P. J. (1994). A brief history and review of accelerators. 

CERN Report 199. 

http://documents.cern.ch/archive/cernrep/199. 

Koelzer, W. (2001). Lexikon der Kernenergie. Karlsruhe, 

Forschungszentrum Karlsruhe GmbH. 

Landolt-Börnstein (2005). Energy Technologies: Nuklear 

Energy. Landolt-Börnstein – Group VIII Advanced Materials 

and Technologies 3, Subvolume B. Berlin, Heidelberg, New 

York, Springer Verlag. 

Paretzke, H. G. (2001). Konzentrationen und Wirkungen von 

Radionukliden in Böden und Pflanzen. Handbuch der Umweltveränderungen 

und Ökotoxiologie. R. Guderian. Springer 

Verlag, Berlin: 149-172. 

Siehl, A. (1996). Umweltradioaktivität. Berlin, Ernst & Sohn. 

United Nations Scientific Committee on the Effects of Atomic 

Radiation (UNSCEAR) (2000). Report to the General 

Assembly. 

Bamberg, M, M. Molls, H. Sack (2004). Radioonkologie. 

München, Wien, New York, W. Zuckschwerdt Verlag. 

129

4. Strahlenexposition und Umweltradioaktivität 

4.1 Das Verhalten radioaktiver Stoffe in der Umwelt 

(Radioökologie) 

Die Radioökologie beschäftigt sich damit, was mit radioaktiven 

Stoffen geschieht, wenn sie in unsere Umwelt freigesetzt 

werden. Dies umfasst 

� die Ausbreitung in der Atmosphäre und in Gewässern, 

� die Ablagerung auf Pflanzen, Böden oder anderen 

Oberflächen in der Umgebung des Menschen, 

� weitere Transportvorgänge, z. B. in Böden oder in 

Nahrungsketten (Pflanzen � Futtermittel � Tiere 

� Tierprodukte � Nahrungsmittel � Mensch), 

� das Verhalten der radioaktiven Stoffe im Körper des 

Menschen und die von ihnen ausgehende Strahlung. 

Das Ziel dieser Betrachtungen ist es, die resultierende 

Strahlenexposition des Menschen abzuschätzen. Diese 

kann dadurch zustande kommen, dass der Körper durch die 

radioaktiven Stoffe außerhalb seines Körpers bestrahlt wird 

(externe Exposition), oder aber die radioaktiven Stoffe gelangen 

in den menschlichen Körper und bestrahlen ihn von 

innen heraus (interne Exposition). 

All diese Überlegungen gelten sowohl für natürliche, in unserer 

Umwelt seit jeher vorhandene radioaktive Stoffe, als 

auch für solche, die durch menschliche Aktivitäten (z. B. bei 

Kernwaffentests, in kerntechnischen Anlagen, Verwendung 

in Medizin, Wissenschaft und Technik) erzeugt worden sind. 

Die meisten der beschriebenen Prozesse treffen außerdem 

auch für nicht-radioaktive Stoffe zu. 

Das Gebiet der Radioökologie entwickelte sich ganz wesentlich 

in den Zeiten der weltweiten Verteilung und Ablagerung 

radioaktiver Stoffe, welche bei den mehr als tausend oberirdischen 

Kernwaffentests vor allem Anfang der sechziger 

Jahre des letzten Jahrhunderts freigesetzt wurden. Die Beobachtung 

der radioaktiven Stoffe, die in fast allen Bereichen 

unserer Umwelt messbar waren, führte zu einem um- 

130

fangreichen Wissen über das Verhalten von Stoffen in der 

Umwelt, wie es mit nicht-radioaktiven Stoffen wegen des in 

der Regel viel höheren Messaufwands nicht erreichbar ist. 

Um diese Kenntnisse praktisch zur Abschätzung von Strahlenexpositionen 

anwenden zu können, wurden verschiedene 

Rechenmodelle entwickelt, welche die einzelnen Ausbreitungsprozesse 

durch mehr oder weniger vereinfachende 

Formeln beschreiben. Je nach dem Ziel der Berechnungen 

ist dabei die Komplexität der Modelle unterschiedlich: geht 

es darum, nachzuweisen, dass aus einer Freisetzung radioaktiver 

Stoffe eine bestimmte Strahlenexposition der Menschen 

nicht überschritten wird, so genügen relativ einfache 

Modellannahmen, welche den ungünstigsten Fall betrachten. 

Ein Beispiel hierfür ist die Verwaltungsvorschrift zur Ermittlung 

der Strahlenexposition (Bundesanzeiger 1990; eine 

Neufassung ist in Vorbereitung), welche im Genehmigungsverfahren 

für kerntechnische Anlagen Anwendung findet. 

Wenn andererseits Berechnungen der Strahlenexpositionen 

in einem akuten Fall von Umweltkontaminationen durchgeführt 

werden sollen mit dem Ziel, eventuell nötige Schutz- und 

Gegenmaßnahmen zu optimieren, dann muss das Rechenmodell 

möglichst realistische Abschätzungen machen. Hierzu 

muss es viele Ausbreitungs- und Transportprozesse detaillierter 

betrachten. Ein Beispiel hierfür ist das am GSF-Forschungszentrum 

für Umwelt und Gesundheit (früher Gesellschaft 

für Strahlen- und Umweltforschung) entwickelte radioökologische 

Rechenmodell ECOSYS (Matthies et. al. 1982, 

Müller u. Pröhl 1993), welches inzwischen u. a. im Entscheidungshilfesystem 

RODOS (Real-time, on-line decision support 

system, Ehrhardt et al.1997) in vielen Ländern eingesetzt wird. 

Ein zweiter Anstoß für die radioökologische Forschung und 

die Entwicklung von Rechenmodellen war die großräumige 

radioaktive Kontamination der Umwelt durch den Reaktorunfall 

von Tschernobyl (1986). Durch die Vielzahl der in der 

Folge durchgeführten Messungen konnten die vorhandenen 

Rechenmodelle überprüft und weiterentwickelt werden. 

Ausbreitung in der Atmosphäre 

Werden radioaktive Stoffe in Form von sehr kleinen Partikeln 

oder gasförmig in die Atmosphäre freigesetzt, so kön- 

131

nen sie hier u. U. weit transportiert werden, wobei die Konzentration 

dieser Stoffe auf ihrem Weg durch die Atmosphäre 

i. Allg. stetig abnimmt. Der Transport wird dabei im Wesentlichen 

von den großräumigen Luftbewegungen (Advektion, 

„Wind“) bestimmt, die Verdünnung durch die Turbulenzen 

der Luft und durch Diffusion. 

Einflussgrößen bei der Ausbreitung 

Die Ausbreitung der radioaktiven Stoffe in der Atmosphäre 

wird von vielen Dingen beeinflusst, von denen hier nur die 

wichtigsten genannt werden: 

- Wind 

Es mag vielleicht zunächst trivial klingen, dass die Windrichtung 

bestimmt, wohin die freigesetzten Stoffe transportiert 

werden. Das Problem bei der Prognose der atmosphärischen 

Ausbreitung ist jedoch, dass es meist die Windrichtung 

nicht gibt: sie kann sich von einem Ort zum anderen 

ändern, hervorgerufen durch Einflüsse der Landschaftsform 

(Hügel, Täler) oder auch durch Luftmassengrenzen. Auch 

mit der Höhe ändert sich die Windrichtung: Durch den Einfluss 

der Reibung und der Erdrotation dreht sich die Windrichtung 

mit wachsender Entfernung vom Boden. In Extremfällen, 

etwa wenn Kaltluft und Warmluft aufeinander stoßen, 

kann die Windrichtung am Boden sich bis zu 180° von der 

Windrichtung in der Höhe unterscheiden. 

Natürlich hat auch die Windgeschwindigkeit einen großen 

Einfluss auf die Konzentration der freigesetzten Stoffe: je 

höher die Windgeschwindigkeit, desto stärker die Verdünnung. 

Wie die Windrichtung, so kann sich auch die Windgeschwindigkeit 

räumlich ändern: zum einen kann die Landschaftsform 

Änderungen hervorrufen (z. B. Kanalisierungseffekt 

in einem Tal), zum anderen bewirkt die Reibung der 

Luft am Boden, dass mit zunehmender Höhe die Windgeschwindigkeit 

zunimmt. 

- Turbulenzzustand der Atmosphäre 

In der Atmosphäre bilden sich ständig Luftwirbel ganz unterschiedlicher 

Größe, hervorgerufen z. B. durch die Reibung 

am Boden, durch die Landschaftsform, und durch Erwärmung 

und Abkühlung der Erdoberfläche. Diese Turbulenzen 

132

ewirken, dass die freigesetzten Partikel nicht einfach geradlinig 

mit dem Wind transportiert werden, sondern dass 

sich die Wolke zur Seite, nach oben und unten ausbreitet. 

Die Turbulenzen in der Atmosphäre hängen stark damit 

zusammen, wie sich die Lufttemperatur mit der Höhe ändert. 

Im Normalfall nimmt die Temperatur alle 100 Meter 

etwa um 1 Grad ab. Wird der Erdboden und damit die unteren 

Luftschichten durch starke Sonneneinstrahlung aufgeheizt 

(Temperaturabnahme mit der Höhe mehr als 1 Grad 

pro 100 m), so steigt die erwärmte Luft auf und es bilden 

sich verstärkte Turbulenzen. Kühlt sich dagegen der Boden 

und damit die unteren Luftschichten ab (z. B. in einer klaren 

Nacht), so bleibt die kühle Luft am Boden liegen und die 

Turbulenz nimmt ab; dies wird als stabile Luftschichtung bezeichnet. 

Je stabiler die Luftschichtung, desto geringer ist also die 

Turbulenz, und damit desto geringer die Ausbreitung der 

freigesetzten Stoffe in vertikaler Richtung. Umgekehrt: je 

turbulenter die Atmosphäre ist, desto stärker die vertikale 

Durchmischung, desto schneller erreicht die Wolke den Erdboden. 

Bei instabiler (turbulenter) Luftschichtung liegt also 

das Konzentrationsmaximum am Boden nahe am Freisetzungspunkt, 

bei stabiler Schichtung weiter entfernt. 

Jeder hat dies schon an der „Rauchfahne“ (meist Wasserdampf) 

an einem Schornstein beobachten können. Nach einer 

klaren Winternacht (stabile Schichtung) ist die Fahne oft 

über eine weite Strecke hin sichtbar und sehr schmal. Am 

Mittag bei Sonneneinstrahlung (instabile, turbulente Schichtung) 

verbreitert sich die Fahne dagegen sehr schnell und 

löst sich bald auf (Abb. 4.1). 

- Freisetzungshöhe 

Je höher der Schornstein ist, aus dem die radioaktiven Stoffe 

freigesetzt werden, desto länger dauert es, bis die Fahne 

den Erdboden erreicht. Deshalb nimmt der Abstand des Ortes 

am Boden mit maximaler Konzentration mit wachsender 

Freisetzungshöhe zu. Wegen der dabei auch zunehmenden 

Verbreiterung der Wolke ist die maximale Konzentration am 

Boden umso niedriger, je höher die Freisetzung erfolgt. 

133

m 

200 

100 

134 

0 

18 19 20 °C 

m 

200 

100 

0 

18 19 20 °C 

m 

200 

100 

0 

18 19 20 °C 

Instabile Wetterlage 

neutrale Wetterlage 

stabile Wetterlage (Inversion) 

Abb. 4.1 Luftschichtungen und zugehörige Rauchfahnen 

Werden die radioaktiven Stoffe am Kaminende mit einem 

Luftstrom nach oben geblasen, oder werden sie zusammen 

mit heißer Luft freigesetzt (was einen Auftrieb erzeugt), so 

liegt die Achse der Abluftfahne höher als die Kaminhöhe. 

Durch diese Vergrößerung der „effektiven Freisetzungshöhe“ 

werden ebenfalls eine Vergrößerung des Abstandes und 

eine Verringerung der Konzentration des Punktes maximaler 

Konzentration am Boden erreicht. 

Beim Thema „Wind“ wurde schon darauf hingewiesen, dass 

sich Windrichtung und Windgeschwindigkeit mit der Höhe 

ändern können, manchmal sogar sehr stark. Deshalb kann 

eine Vergrößerung der Freisetzungshöhe auch bewirken, 

dass die freigesetzten Stoffe in eine andere Richtung transportiert 

werden. Dies macht eine Prognose der atmosphärischen 

Ausbreitung bei einer unfallbedingten Freisetzung

sehr schwierig, wenn man nicht weiß, wie viel Wärme (z. B. 

bei einem Brand) dabei mit freigesetzt wird. 

- Physikalisch-chemische Form 

Die in die Atmosphäre freigesetzten Teilchen werden dort so 

lange mit dem Wind transportiert, bis sie durch trockene 

Deposition oder durch den Regen auf den Boden, auf 

Pflanzen oder andere Oberflächen abgelagert werden. Wie 

im Abschnitt “Depositon“ näher erläutert wird, spielt bei den 

Depositionsprozessen die Größe der Teilchen, auch die 

chemische Form eine Rolle. So werden z. B. sehr große 

Teilchen schnell abgelagert und können deshalb nicht weit 

in der Atmosphäre transportiert werden. Auf der anderen 

Seite werden Edelgase nicht abgelagert und verbleiben 

deshalb in der Atmosphäre, bis sie durch radioaktiven Zerfall 

verschwinden (sofern es sich um ein radioaktives Edelgas 

handelt). 

Ausbreitungsmodelle 

Entsprechend den komplexen Prozessen und Einflussfaktoren 

bei der atmosphärischen Ausbreitung gibt es eine Vielzahl 

von Modellen, mit denen sich die Ausbreitung berechnen 

lässt. Es sollen hier nur kurz einige wichtige Modell- 

Typen vorgestellt werden. 

- Gauss-Modelle 

Der für praktische Anwendungen wichtigste Modelltyp ist 

das Gauss-Modell. Es hat seinen Namen daher, dass es die 

Konzentrationsverteilung in der Abluftwolke senkrecht zur 

Windrichtung (horizontal und vertikal) in Form einer 

Gauss’schen-Normalverteilung („Glockenkurve“) beschreibt 

(siehe Abb. 4.2). Diese Verteilung ergibt sich aus den physikalischen 

Modellansätzen, wenn man eine Reihe von vereinfachenden 

Annahmen macht, z. B. dass 

� Windgeschwindigkeit und -richtung räumlich und 

zeitlich konstant sind, 

� die atmosphärische Turbulenz sich räumlich und 

zeitlich nicht ändert, 

� die Ausbreitung in ebenem Gelände stattfindet, 

135

� die Rauhigkeit des Untergrunds räumlich konstant 

ist, 

� usw. 

Das Gauss-Modell verwendet zur Beschreibung des vertikalen 

und horizontalen Auseinanderdriftens der Abluftwolke 

(Breite der Gauss-Verteilungen) Parameter, welche experimentell 

bestimmt wurden. 

Wenn auch die genannten vereinfachenden Annahmen in 

der Realität nie ganz erfüllt sind, so gibt das Gauss-Modell 

doch oft ohne viel Rechenaufwand eine brauchbare Abschätzung 

für die Konzentration in der Umgebung des Emittenten. 

Allerdings muss man sich davor hüten, dieses Modell 

in ungeeigneten Situationen anzuwenden, etwa in stark 

hügeligem Gelände oder in zu großem Abstand (mehr als 

etwa 10 km) vom Freisetzungspunkt. 

y 

136 

z 

Konzentrationsverteilung 

horizontal 

vertikal 

x 

=Windrichtung 

Abb. 4.2 Konzentrationsverteilung in einer Abluftwolke nach 

dem Gauss-Modell 

Um die oben genannten vereinfachenden Annahmen abzumildern 

wurde eine Reihe von verfeinerten Gauss-Modellen 

entwickelt, welche jeweils mit geeigneten Korrekturen näherungsweise 

den Einfluss von nicht im Gauss-Modell enthaltenen 

Effekten abschätzen. So lassen sich etwa zeitliche 

Änderungen der Atmosphäreneigenschaften (Windrichtung 

und -geschwindigkeit, Turbulenz) dadurch berücksichtigen,

dass man die Abluftfahne für jeweils kurze Zeitintervalle 

(z. B. 10 Minuten) mit dem Gauss-Modell berechnet und diese 

dann im nächsten Zeitintervall als Freisetzungsquelle 

einer erneuten Ausbreitungsrechnung betrachtet, wobei gegenüber 

dem ersten Zeitintervall geänderte Ausbreitungsbedingungen 

herrschen können. 

Ein großer Vorteil der Gauss-Modelle ist, dass sie mit relativ 

geringem Rechenaufwand zu Ergebnissen führen. In vielen 

Fällen ist es jedoch nötig, sehr viel detailliertere Modelle zu 

verwenden, um die Ausbreitungsverhältnisse in der Atmosphäre 

hinreichend genau zu beschreiben. Hierbei sind 

dann sehr leistungsfähige Computer nötig. Für solche komplexen 

Rechenmodelle gibt es zwei grundsätzlich verschiedene 

Modellansätze, die im Folgenden kurz charakterisiert 

werden. 

- Eulersche Ausbreitungsmodelle 

Die Atmosphäre in der Umgebung des Freisetzungsortes 

wird in dreidimensionale Gitterzellen eingeteilt. Die Größe 

der Gitterzellen ändert sich dabei meist mit der Höhe über 

Grund und mit dem Abstand vom Freisetzungsort. In jeder 

Gitterzelle können individuelle, zeitlich variable Bedingungen 

(z. B. Temperatur, Windrichtung und -geschwindigkeit, Turbulenz) 

herrschen. Die Ausbreitungsepisode wird in kleine 

Zeitabschnitte unterteilt. In jedem Zeitabschnitt wird berechnet, 

welche Menge des freigesetzten Stoffes von jeder Zelle 

in ihre Nachbarzellen transportiert wird. 

- Lagrangesche Ausbreitungsmodelle 

Zur Bestimmung des Ausbreitungsverhaltens eines Schadstoffes 

werden im Computer die „Flugbahnen“ (Trajektorien) 

von einzelnen Schadstoffpartikeln verfolgt. Die Partikelbewegung 

wird dabei in kurzen Zeitabschnitten berechnet unter 

Berücksichtigung des aktuellen Windfeldes (das sich 

räumlich und zeitlich ändern kann) und einer Zufallskomponente, 

welche die turbulente Diffusion beschreibt. Nacheinander 

werden sehr viele Partikel verfolgt, von denen jedes 

einen anderen Weg nimmt. An den interessierenden 

Stellen wird gezählt, wie viele Partikel ein bestimmtes Volumen 

durchqueren; dies ist ein Maß für die Konzentration des 

freigesetzten Stoffes an diesem Ort. 

137

Lagrangesche Ausbreitungsmodelle sind heute Stand der 

Technik: sie finden z. B. in der Technischen Anleitung Luft 

(TA-Luft) für konventionelle Schadstoffe Anwendung. 

Deposition und Verbleib auf Oberflächen 

Die in die Atmosphäre freigesetzten radioaktiven Stoffe 

verbleiben natürlich nicht beliebig lange dort, sondern werden 

durch verschiedene Prozesse auf den Boden, auf 

Pflanzen und andere Oberflächen (z. B. Häuser, Gewässer) 

abgelagert. Bei dieser so genannten Deposition unterscheidet 

man je nach den vorherrschenden Mechanismen vor allem 

trockene und nasse Deposition. 

- Trockene Deposition 

Bei trockenen Wetterbedingungen tragen vor allem zwei 

Prozesse zu einer Deposition der radioaktiven Stoffe (oft 

auch Fallout genannt) bei: 

� bei relativ großen Partikeln (d.h. Teilchen von mehr 

als etwa 1/100 Millimeter Durchmesser) bewirkt die 

Schwerkraft ein Absinken auf den Boden, 

� sehr kleine Partikeln (vor allem bei Teilchen mit 

Durchmessern von weniger als ein Tausendstel 

Millimeter) sinken durch die Schwerkraft kaum ab, 

sondern bewegen sich im Wesentlichen mit den 

turbulenten Luftbewegungen. Kommen sie dabei in 

Bodennähe, so können sie mit Hindernissen (z. B. 

Pflanzen) zusammenstoßen und daran haften bleiben. 

Radioaktive Stoffe, welche nicht partikelgebunden, sondern 

gasförmig vorliegen, können ebenfalls z. B. auf Pflanzenoberflächen 

abgelagert werden, besonders, wenn es sich 

um reaktionsfähige Gase handelt: wenn es sich um ein Gas 

handelt, welches am Stoffwechsel der Pflanzen teilnimmt 

(z. B. elementares Iod, Tritium, Kohlenstoff-14 in Form von 

Kohlendioxid), können dabei relativ schnell durch die Blattoberflächen 

ins Innere der Pflanze gelangen und dort gebunden 

werden. Reaktionsträge Gase dagegen, vor allem 

Edelgase, werden dagegen praktisch nicht abgelagert. 

138

Bei der technischen Nutzung der Kernenergie, besonders aus Wiederaufarbeitungsanlagen, 

werden auch radioaktive Edelgase in die 

Atmosphäre freigesetzt. Hier spielt besonders das langlebige Krypton-85 

(Halbwertszeit 10,8 Jahre) eine Rolle. Da es nicht abgelagert 

wird, reichert es sich in der Atmosphäre an: in den vergangenen 

20 Jahren stieg seine Konzentration in der Atmosphäre um etwa 

den Faktor 3 an. Für die Strahlenexposition von Mensch und 

Umwelt spielt dieses Krypton-85 jedoch keine nennenswerte Rolle. 

- Nasse Deposition 

Wenn es während des atmosphärischen Transports von partikelgebundenen 

radioaktiven Stoffen regnet, so können diese 

mit dem Niederschlag zum Boden transportiert werden. 

Bei dieser so genannten nassen Deposition können zwei 

Mechanismen eine Rolle spielen: 

� Die radioaktiven Partikel können in der Atmosphäre 

als Kondensationskeime für Regentröpfchen dienen 

und mit diesen zum Boden fallen, sobald die Tröpfchen 

groß genug geworden sind. Dieser Prozess 

wird als „Rainout“ bezeichnet. 

� Wenn sich die Regenwolke oberhalb der Abluftfahne 

mit den radioaktiven Partikeln befindet, können 

die aus der Regenwolke fallenden Regentropfen die 

Partikel „einfangen“ und mit zum Boden transportieren 

(„Washout“). 

Die nasse Deposition findet naturgemäß nur in bestimmten 

Situationen, nämlich wenn Niederschlag fällt, statt. Wenn sie 

aber erfolgt, so spielt sie eine weit wichtigere Rolle als die 

trockene Deposition. 

Dies konnte besonders deutlich in den 60-er Jahren des vergangenen 

Jahrhunderts beobachtet werden: Die durch die oberirdischen 

Kernwaffentests hoch in die Atmosphäre gebrachten radioaktiven 

Partikel wurden dort weiträumig transportiert bis sie relativ gleichmäßig 

in hohen Atmosphäreschichten verteilt waren. Die Deposition 

auf den Erdboden ging über viele Jahre vor sich. Das Ausmaß 

der auf den Boden deponierten Aktivität z. B. von Cäsium-137 oder 

Strontium-90 hing dabei in hohem Maße von der regionalen mittleren 

Niederschlagsmenge ab, d.h. in trockenen Gebieten waren wesentlich 

geringere Aktivitäten messbar als in Regionen mit hohen 

Niederschlägen. 

139

Auch nach dem Durchzug der Wolke mit radioaktiven Partikeln aus 

dem Tschernobyl-Unfall war vor allem in Süddeutschland eine ausgeprägte 

räumliche Variabilität der deponierten radioaktiven Stoffe 

feststellbar, welche durch die starken regionalen Unterschiede der 

Regenmengen (aufgrund lokaler Gewitterschauer) hervorgerufen 

wurde. 

Trockene Deposition (Fallout) 

Nasse Deposition (Rainout) 

Nasse Deposition (Washout) 

Abb. 4.3 Depositionsprozesse 

- Interzeption 

Wie im letzten Abschnitt beschrieben, ist für die gesamte 

Deposition aus der Atmosphäre zum Boden hin vor allem 

die nasse Deposition wichtig. Fällt der Niederschlag dabei 

140

auf eine Fläche, welche mit Pflanzen bewachsen ist, so 

bleibt nur ein gewisser Anteil der insgesamt deponierten radioaktiven 

Stoffe auf den Blättern hängen, der Rest fällt mit 

dem Regenwasser zum Boden. Das Ausmaß dieser Rückhaltung 

durch die Pflanzen (Interzeption genannt) spielt vor 

allem dann eine Rolle, wenn es sich bei den Pflanzen um 

Nahrungsmittel (z. B. Salat, Gemüse) oder Futtermittel für 

Haustiere (z. B. Gras für Kühe) handelt, denn nur der von 

der Pflanze zurückgehaltene Anteil deponierter radioaktiver 

Stoffe gelangt unmittelbar in die menschliche Nahrungskette. 

Das Ausmaß der Interzeption hängt von verschiedenen 

Faktoren ab, z. B. 

� Je weiter die Pflanzen entwickelt sind, d.h. je größer 

die Blattfläche ist, desto höher ist die Rückhaltung. 

� Je größer die Regenmenge ist, desto geringer ist 

der Anteil, der auf der Blattoberfläche verbleibt. 

� Die physikalisch-chemischen Eigenschaften des radioaktiven 

Stoffs beeinflussen, wie stark die 

Pflanzenoberfläche diesen Stoff binden kann. 

Das Ausmaß der Interzeption kann über einen weiten Bereich 

variieren, von 100 % (alles verbleibt auf den Blättern; 

dies kann z. B. bei sehr dichtem Blattwerk und nur leichtem 

Nieselregen auftreten) bis nahe 0 % (alles geht auf den Boden; 

bei kleinen Pflänzchen, starkem Regen). 

- Verbleib auf Oberflächen 

Nach einer Ablagerung von radioaktiven Stoffen auf den 

Erdboden, auf Pflanzen oder andere Oberflächen, verbleiben 

diese häufig nur für eine beschränkte Zeit an dieser 

Stelle. Nur wenn eine chemische oder physikalische Bindung 

an die Oberfläche (z. B. Aufnahme ins Blattinnere von 

Pflanzen, Adhäsion an kristalline Strukturen von Bodenpartikeln) 

erfolgt, verbleiben die abgelagerten Stoffe lange Zeit 

am selben Ort. Ansonsten bewirkt vor allem das Regenwasser, 

dass die Stoffe im Laufe der Zeit abgewaschen und 

fortgespült werden. Allgemein gilt: je glatter die Oberflächen 

sind und je steiler deren Neigung ist, desto schneller werden 

die darauf deponierten Stoffe wieder entfernt. 

141

Man kann dies näherungsweise durch Halbwertszeiten beschreiben, 

d.h. durch Angabe des Zeitraums, in dem die Hälfte des deponierten 

Stoffes wegtransportiert wird. Diese Halbwertszeiten 

können z. B. bei Fenstern (glatte, vertikale Fläche) in der Größenordnung 

von Tagen, bei rauen Dächern dagegen in der Größenordnung 

von Jahren liegen. 

Insbesondere in städtischen Umgebungen spielt dieses so 

genannte „Abwittern“ eine große Rolle; es führt im Laufe der 

Zeit zu einer ganz anderen räumlichen Verteilung der radioaktiven 

Stoffe im Vergleich zur Situation unmittelbar nach 

der Deposition. Durch ein Einspülen in die Kanalisation können 

sich so manche Stoffe im Klärschlamm anreichern. 

Nach einer Deposition auf den Erdboden verbleiben die 

Stoffe dagegen meist relativ lange am gleichen Ort. Durch 

das Regenwasser können sie zwar etwas in den Boden ein- 

gewaschen werden, doch aufgrund von Bindungen an Bodenpartikel 

geht dies meist langsam vor sich. 

So ist z. B. das radioaktive Casium-137, welches von den oberirdischen 

Kernwaffenversuchen zu Beginn der 1960er Jahre stammt, 

in den meisten Böden auch heute noch fast vollständig in den 

obersten Bodenschichten zu finden. 

- Resuspension 

Wenn radioaktive Stoffe auf dem Boden oder auf anderen 

Oberflächen abgelagert worden sind, dann können sie durch 

den Wind auch wieder aufgewirbelt werden und dann in der 

Atmosphäre weiter transportiert werden. Diesen Effekt nennt 

man Resuspension. Durch die Resuspension kann sich das 

Verteilungsmuster der radioaktiven Stoffe, das sich durch 

atmosphärische Ausbreitung und Depositionsprozesse im 

Anschluss and eine Freisetzung ergeben hat, auch langfristig 

noch ändern. Allerdings ist das Ausmaß der Resuspension 

abhängig davon, wie feucht es in einer Region ist. In 

Mitteleuropa z. B. spielt sie keine wesentliche Rolle, dagegen 

ist sie in Trockengebieten viel stärker ausgeprägt. 

Durch die Resuspension kann es auch längerfristig zu einer 

Deposition der radioaktiven Stoffe auf Pflanzenoberflächen 

kommen. Neben dem Aufwirbeln mit dem Wind kann hierfür 

auch das Hochspritzen von Wasser und Erdpartikeln (mit 

anhaftenden radioaktiven Stoffen) bei starkem Regen wirksam 

sein („Rainsplash“). 

142

Die Resuspension führt auch zu einer langfristigen Aufnahme 

der radioaktiven Stoffe in den Körper durch Einatmen 

(Inhalation). Im Vergleich zur Aufnahme mit kontaminierten 

Nahrungsmitteln ist sie aber nur für solche radioaktiven Stoffe 

bedeutsam, die eine sehr geringe Mobilität in den Nahrungsketten 

(z. B. Aufnahme aus dem Boden in die Pflanzen, 

Übergang vom Tierfutter in Milch oder Fleisch) haben. 

Ein Beispiel hierfür ist das Plutonium. 

Ausbreitung in Gewässern 

Werden radioaktive Stoffe in ein Gewässer freigesetzt, so 

findet auch dort, ähnlich wie in der Atmosphäre, eine Ausbreitung 

dieser Stoffe aufgrund des Fließens des Wassers, 

aber auch aufgrund von Turbulenzen statt. 

Bei einer Einleitung in einen Fluss sind drei Phasen zu beobachten. 

Ganz zu Beginn wird die Ausbreitung oft überwiegend 

durch die Turbulenzen, welche durch den eingeleiteten 

Strahl verursacht werden, bestimmt. Bei geplanten Einleitungen 

in Gewässer wird oft durch entsprechende Einleitungsvorrichtungen 

ganz gezielt eine möglichst starke anfängliche 

Durchmischung erzeugt. In der zweiten Phase findet 

die Ausbreitung der eingeleiteten Stoffe durch turbulente 

Diffusion im Fließgewässer statt. Besonders Flusskrümmungen, 

Buhnen etc. verstärken dabei die Ausbreitung quer 

zur Fließrichtung. Nach genügend langer Wegstrecke (bei 

einem großen Fluss nach mehreren Kilometern bis mehreren 

10 Kilometern) wird die dritte Phase erreicht, in der die 

eingeleiteten Stoffe gleichmäßig horizontal und vertikal über 

das gesamte Flussprofil verteilt sind. 

Bei einer Einleitung radioaktiver Stoffe in stehende Gewässer 

(Teich, See) sind die Ausbreitungsverhältnisse viel stärker 

von den individuellen Eigenschaften des Gewässers abhängig. 

Dabei haben die Strömungsverhältnisse, z. B. verursacht 

durch Zu- und Abflüsse, einen großen Einfluss. Außer 

durch Strömung wird Turbulenz durch Wind und durch 

Temperaturunterschiede hervorgerufen. Eine besondere 

Rolle spielt dabei die vertikale Temperaturschichtung des 

Wassers. Im Laufe des Winters sinkt das an der Oberfläche 

abgekühlte Wasser in die Tiefe. Im Sommer erfolgt eine Er- 

143

wärmung des oberflächennahen Wassers, welches aufgrund 

seiner geringeren Dichte über dem kalten Tiefenwasser 

liegt. Hierbei erfolgt kaum ein Austausch zwischen den verschiedenen 

Höhenschichten. Im Laufe des Sommers weitet 

sich die erwärmte Oberflächenschicht aus, und wenn im 

Herbst Stürme stattfinden, dann erreicht die vertikale 

Durchmischung des Sees ein Maximum. 

Radionuklide in Nahrungsketten 

Bei der Deposition von radioaktiven Stoffen aus der Atmosphäre 

auf den Boden oder auf Pflanzen, welche der Viehfütterung 

oder der menschlichen Ernährung dienen, gelangen 

diese Stoffe in die Nahrungsketten, an deren Ende der 

Mensch steht. Der Mensch nimmt damit radioaktive Stoffe in 

seinen Körper auf, was zu einer internen Strahlenexposition 

des Körpers führt. 

- Kontamination von Pflanzen 

Die Kontamination von pflanzlichen Produkten durch radioaktive 

Stoffe kann auf verschiedenen Wegen erfolgen (siehe 

Abb. 4.4). 

Die direkte Deposition auf die als Futter- oder Nahrungsmittel 

genutzten Pflanzenteile spielt vor allem bei solchen 

Pflanzen eine Rolle, die als Ganzes geerntet und gegessen 

oder verfüttert werden (z. B. Blattgemüse, Gras, Silomais). 

Je größer hierbei das Verhältnis von exponierter Blattoberfläche 

zur Gesamtmasse ist, desto höher ist die Aktivitätskonzentration 

im geernteten Produkt: während z. B. Kopfsalat, 

Spinat oder Gras mit am höchsten kontaminiert werden, 

ist die Aktivitätskonzentration z. B. in Weiß- oder Blaukraut 

deutlich niedriger, da bei letzteren nur die äußeren Blätter, 

welche meist bei der Zubereitung entfernt werden, kontaminiert 

werden. Bei Pflanzen, von denen nur bestimmte Teile 

genutzt werden (z. B. Tomaten, Bohnen) spielt die direkte 

Deposition auf diese Teile seltener eine wichtige Rolle, da 

diese Früchte nur während eines relativ kleinen Zeitraums 

im Jahr eine entsprechend große Oberfläche haben. Zudem 

sind manche Pflanzenteile z. B. durch Spelzen oder den 

Erdboden (Kartoffeln) vor einer direkten Deposition geschützt. 

144

Ein wichtiger Kontaminationspfad bei teilweise genutzten 

Pflanzen ist die Deposition auf das Blattwerk (große Oberfläche) 

und der anschließende Transport (Translokation) in 

die genutzten Teile. Dies spielt z. B. bei Getreide und Kartoffeln 

eine große Rolle. Das Ausmaß der Translokation hängt 

davon ab, in welchem Entwicklungszustand die Pflanzenblätter 

kontaminiert werden; am effektivsten ist die Translokation, 

wenn die Deposition etwa zu Beginn der Entwicklung 

der Speicherorgane (Kartoffelknollen, Getreidekörner) stattfindet. 

Die Translokation ist auch nicht für alle radioaktiven 

Stoffe gleich groß. Manche Elemente (z. B. Cäsium, Iod) 

sind hier als mobil, andere (z. B. Strontium) als immobil einzustufen. 

Um das Ausmaß der Translokation zu veranschaulichen: 

Wird Cäsium zu Beginn des Ährenschiebens 

auf die Blätter von Getreide abgelagert, so werden rund 

10 % der abgelagerten Aktivität in die Getreidekörner verlagert. 

Während die direkte Ablagerung auf den Pflanzenblättern 

(mit oder ohne Translokation) nur bei einer Deposition zu 

bestimmten Jahreszeiten (nämlich dann, wenn die Pflanzen 

auf den Feldern stehen) eine Rolle spielt, kann eine Deposition 

auf den Boden immer stattfinden. Durch Regenwasser, 

Pflügen usw. wird die deponierte Aktivität im oberen Boden 

verteilt und kann von den Pflanzen über die Wurzeln aufgenommen 

werden. Diese Art der Pflanzenkontamination ist 

– im Gegensatz zur direkten Deposition auf den Blättern – 

nicht nur im ersten Jahr nach der Deposition, sondern langfristig 

wirksam. Auch hier gibt es Elemente, die von den 

Pflanzen gut aufgenommen werden (z. B. Strontium), und 

andere, die nur in sehr geringem Maße über die Wurzeln 

transportiert werden (z. B. Plutonium). Die in den Boden eingebrachten 

Radionuklide stehen auch nicht voll für die 

Wurzelaufnahme zur Verfügung, sondern manche Elemente, 

z. B. Cäsium, werden relativ schnell an Bodenpartikel 

gebunden. 

Ein anderer Transportweg vom Boden hin zu den Pflanzen 

ist das Aufwirbeln von Bodenpartikeln (mit den daran haftenden 

radioaktiven Stoffen) durch den Wind und die anschließende 

Deposition auf der Pflanze. Diese so genannte 

Resuspension ist der dominierende langfristige Kontaminationspfad 

für die Pflanzen bei Elementen mit sehr geringer 

145

Wurzelaufnahme (z. B. Plutonium). Auch das Hochspritzen 

von Bodenpartikeln bei starken Regenfällen kann den Pflanzen 

radioaktive Stoffe aus dem Boden zuführen. 

146 

2 

3 

1 

4 

Abb. 4.4 Pfade für die Kontamination von Pflanzenprodukten: 

1: Direkte Deposition auf die genutzten Pflanzenteile (z. B. Früchte), 

2: Deposition auf die Blätter und anschließender Transport in die 

Früchte (Translokation), 

3: Deposition auf den Boden und anschließende Aufnahme in die 

Pflanze über die Wurzeln, 

4: Deposition auf den Boden und anschließendes Hochwirbeln und 

Deposition auf die Blätter oder Früchte (Resuspension). 

- Kontamination von Tierprodukten 

Werden radioaktiv kontaminierte Futtermittel an Tiere verfüttert, 

so wird ein Teil der radioaktiven Stoffe durch das Blut in 

verschiedene Organe transportiert und so in den Tierprodukten 

(Fleisch, Milch, Eier) zu finden sein. 

Die Zufuhr radioaktiver Stoffe zum Tier wird dabei wesentlich 

durch die Art und Menge der Futtermittel bestimmt. Häufig 

wird der so genannte „Weide-Kuh-Milch-Pfad“ betrachtet, 

der zumindest in der Anfangsphase nach einer Deposition 

radioaktiver Stoffe zu einer relativ hohen Kontamination der

Milch führt. Will man dagegen realistische Werte der Kontamination 

von Tierprodukten abschätzen, so müssen die tatsächlichen 

Fütterungsgewohnheiten zugrunde gelegt werden. 

Diese können regional und saisonal stark schwanken, 

so dass es zu einer großen Bandbreite der beobachteten 

Kontamination von Tierprodukten kommen kann. 

Wird einem Tier von einem bestimmten Zeitpunkt an täglich 

die gleiche Menge eines radioaktiven Stoffs gefüttert, so ist 

in der Milch oder im Fleisch nicht schlagartig eine bestimmte 

Konzentration dieses Radionuklids zu finden, sondern es 

stellt sich erst im Laufe der Zeit ein Gleichgewichtswert ein 

(siehe Abb. 4.5). Dieser wird meist beschrieben durch den 

so genannten Transferfaktor, welcher das Verhältnis der Aktivitätskonzentration 

im Tierprodukt (angegeben in Bq/kg) zu 

der täglich dem Tier zugeführten Aktivitätsmenge (Bq/Tag) 

angibt. Nach Beendigung der Aktivitätszufuhr zum Tier geht 

die Aktivität im Tierprodukt auch nicht schlagartig zurück, 

sondern sie klingt langsam ab, weil der im Körper vorhandene 

radioaktive Stoff langsam ausgeschieden wird. 

Aktivität im Tierprodukt 

Zeitraum der 

Aktivitätszufuhr 

Gleichgewichtswert 

Zeit 

Abb. 4.5 Schematische Darstellung des Radionuklid-Transfers 

in Tierprodukte 

Die Transferfaktoren können sehr unterschiedliche Werte 

annehmen; sie hängen stark vom betrachteten radioaktiven 

Stoff und der chemischen Verbindung, in der er vorliegt, 

147

aber auch von der Tierart bzw. dem Tierprodukt ab. Es ist 

aber auch zu bedenken, dass die Transferfaktoren keine 

Naturkonstanten, wie man sie aus der Physik kennt, sind. In 

biologischen Systemen gibt es immer natürliche Variationen, 

und so kann z. B. der Transferfaktor für Milch von einer Kuhrasse 

zur anderen verschieden sein, aber auch innerhalb einer 

Rasse gibt es Variabilitäten von einer Kuh zur anderen. 

Der Zeitraum, in dem sich bei konstanter Aktivitätszufuhr ein 

Gleichgewichtswert im Tierprodukt einstellt, hängt ebenfalls 

von vielen Faktoren ab. Während sich z. B. beim Übergang 

von Cäsium in die Milch bereits nach wenigen Tagen ein 

mehr oder weniger konstanter Wert einstellt, dauert es bei 

Elementen, welche sich langfristig in bestimmten Organen 

akkumulieren (z. B. Strontium im Knochen), viel länger. 

- Einfluss der Verarbeitung und Lagerung auf die 

Kontamination 

Häufig werden pflanzliche oder tierische Produkte erst eine 

Zeit lang gelagert und/oder verarbeitet, bevor sie als Futteroder 

Nahrungsmittel dienen. Dies kann den Transfer der radioaktiven 

Stoffe in den Nahrungsketten deutlich beeinflussen. 

Durch die Lagerung ergibt sich bei kurzlebigen Radionukliden 

durch den radioaktiven Zerfall eine Reduktion der Kontamination. 

So bewirkt z. B. eine Lagerung von 2 Monaten 

bei dem potentiell wichtigen Radionuklid Iod-131 (8 Tage 

Halbwertszeit) eine Reduktion der Aktivität um den Faktor 

180. Ein anderer Effekt der Lagerung besteht darin, dass 

sich die Aktivitätszufuhr zum Menschen am Ende der Nahrungskette 

zeitlich nach hinten verschiebt. Nach dem 

Tschernobyl-Unfall Ende April 1986 wurde so der maximale 

Körper-Gehalt an Cäsium-137 bei einer großen Probanden- 

Gruppe in München erst im April 1987 gemessen. 

Bei der Verarbeitung von Pflanzen- oder Tierprodukten zu 

Futter- und Nahrungsmitteln kann es in den verarbeiteten 

Produkten zu einer Erhöhung oder Reduktion der Aktivitätskonzentration 

gegenüber dem Rohprodukt kommen. Im Jahre 

1986 hatte Winterweizen im Raum München eine Cäsium-137-Konzentration 

von rund 100 Bq/kg. Nach dessen 

Verarbeitung in einer Mühle war im Mehl eine Kontamination 

148

von 50 Bq/kg zu messen, während das Nebenprodukt des 

Mahlvorgangs, die Kleie, einen Cäsium-137-Gehalt von rund 

300 Bq/kg aufwies (Abb. 4.6). Für die Radioökologie wichtige 

Verarbeitungsprozesse in den Nahrungsketten sind auch 

die Herstellung von Butter, Käse und anderen Produkten 

aus Milch. 

Abb. 4.6 Änderung der Aktivitätskonzentration beim Mahlen 

von Getreide 

Auch die Verarbeitung von Nahrungsmitteln in der Küche 

kann zu Veränderungen (in der Regel zur Reduktion) der 

radioaktiven Kontamination führen. Äußerlich auf Pflanzen 

haftende radioaktive Partikel können teilweise abgewaschen 

werden. Beim Kochen gehen die wasserlöslichen radioaktiven 

Stoffe teilweise ins Kochwasser und werden so – falls 

das Kochwasser weggeschüttet wird – aus der Nahrungskette 

entfernt. Es wurden nach dem Tschernobyl-Unfall eine 

Reihe von „Rezepten“ weitergegeben, mit denen sich z. B. 

aus Pilzen oder Fleisch der allergrößte Teil des Radio- 

Cäsiums entfernen ließ; es erscheint jedoch dabei teilweise 

fraglich, was dabei an Nährstoffen und Geschmack der Lebensmittel 

übrig bleibt. 

Interne Strahlenexposition 

Von einer internen Strahlenexposition spricht man dann, 

wenn ein radioaktiver Stoff in den menschlichen Körper gelangt. 

Während des Aufenthalts im Körper zerfallen dessen 

Atome teilweise und senden dabei Strahlung aus, die den 

Körper von innen heraus bestrahlt. 

149

Die wichtigsten Pfade, auf denen bei einer radioaktiven Kontamination 

der Umwelt radioaktive Stoffe in den Körper gelangen 

können, sind die Aufnahme durch kontaminierte 

Nahrungsmittel (Ingestion) und mit der Atemluft (Inhalation). 

Darüber hinaus gibt es auch die Aufnahme über die Haut, 

über eine Wunde oder durch Injektion; diese Pfade sind 

aber im Allgemeinen weniger wichtig und werden hier nicht 

weiter behandelt. 

Für eine Abschätzung der internen Strahlenexposition sind 

grundsätzlich zwei Schritte nötig: zum einen die Abschätzung, 

wie groß die Menge (Aktivität) des vom Menschen in 

den Körper aufgenommenen radioaktiven Stoffes ist, zum 

anderen die Berücksichtigung, wo und wie lange der Stoff im 

Körper verbleibt und wie viel der ausgesandten Strahlung 

die verschiedenen Organe und Gewebe des Körpers trifft. 

- Ingestion 

Die Menge (Aktivität) eines mit der Nahrung aufgenommenen 

radioaktiven Stoffes hängt zum einen davon ab, wie 

hoch die Nahrungsmittel kontaminiert sind (dies wurde im 

letzten Abschnitt diskutiert), zum anderen, wie viel der 

Mensch von den Nahrungsmitteln isst. Will man also eine 

quantitative Abschätzung der Aktivitätszufuhr machen, benötigt 

man realistische Daten über die Verzehrsmengen. 

Meist werden hierfür mittlere Verzehrsmengen der Gesamtbevölkerung 

genommen. Die Verzehrsgewohnheiten von Individuen 

können jedoch stark von den mittleren abweichen; 

deswegen sind auch Abschätzungen für besondere Gruppen 

(z. B. Vegetarier, überdurchschnittliche Milchtrinker, 

Fleischesser etc.) von Interesse. 

Das Ausmaß der aktuellen radioaktiven Kontamination der 

Nahrungsmittel lässt sich durch Messung an repräsentativen 

Nahrungsmittelproben ermitteln. Um eine Prognose in die 

Zukunft zu erstellen, kann man es aber auch mit radioökologischen 

Rechenmodellen abschätzen, welche die im letzten 

Abschnitt diskutierten Prozesse in den Nahrungsketten berücksichtigen. 

Ausgangspunkt hierzu ist die Menge der auf 

Böden und Pflanzen deponierten Radioaktivität. 

Wenn eine Region (Land, Wirtschaftsraum) jedoch sehr unterschiedlich 

hoch mit radioaktiven Stoffen kontaminiert ist, wie es 

150

z. B. nach dem Tschernobyl-Unfall in Deutschland der Fall war, 

dann ist es für die Abschätzung der Aktivitätszufuhr einer bestimmten 

Personengruppe wichtig zu wissen, welche Nahrungsmittel von 

wo bezogen werden. Dies ist kein Problem für Selbstversorger, die 

sämtliche Nahrungsmittel lokal produzieren. Allerdings hat diese 

Gruppe heutzutage einen verschwindend geringen Anteil an der 

Gesamtbevölkerung. Selbst auf dem Land werden heute viele Nahrungsmittel 

im Handel bezogen, wobei die Nahrungsmittel häufig 

einen weiten Transport vom Ort der Produktion zum Ort des 

Verbrauchs hinter sich haben. 

Noch vor wenigen Jahrzehnten wäre die Abschätzung der Nahrungsmitteltransporte 

wesentlich einfacher gewesen, denn es gab 

viele Gebiete, welche mehr oder weniger autark waren, d. h. weitgehend 

alle verzehrten Nahrungsmittel produziert haben. Heute 

dagegen liegt die Nahrungserzeugung und -verteilung weitgehend 

in den Händen großer Handelsketten, was ein starkes Anwachsen 

und auch eine große Variabilität der Nahrungsmitteltransporte zur 

Folge hat. Nahrungsmittel werden überwiegend dort gekauft, wo sie 

gerade am billigsten sind; Transportkosten spielen dabei meist keine 

entscheidende Rolle. Traditionell wichtige Erzeuger-Verbraucher-Beziehungen 

sind dabei unwichtiger geworden. 

Dies macht es äußerst schwer, in einer Abschätzung der Strahlenexposition 

durch kontaminierte Nahrungsmittel die wahren Transportwege 

zu berücksichtigen. Das Problem wird noch größer bei 

einer Prognose der Ingestionsdosis nach einer größeren radioaktiven 

Kontamination (wie z. B. der Situation nach dem Tschernobyl- 

Unfall): hierbei können sich die vorhandenen Handelswege schlagartig 

und unvorhersagbar ändern, auch aufgrund der Reaktion der 

Bevölkerung. 

- Inhalation 

Solange radioaktive Stoffe als sehr feine Partikel oder an 

Aerosolpartikel gebunden in der Luft schweben, können Sie 

vom Menschen beim Einatmen inkorporiert werden. Je nach 

Größe der Partikel gelangen die Teilchen mehr oder weniger 

tief in den Atemtrakt und werden dort abgeschieden. Je 

nach Eindringtiefe verbleiben sie einige Zeit in der Lunge, 

und die beim radioaktiven Zerfall ausgesandte Strahlung 

bestrahlt das umgebende Gewebe. 

Die Menge der dabei inkorporierten radioaktiven Stoffe 

hängt zum einen von der Konzentration dieser Stoffe in der 

Luft, zum anderen von der Menge der eingeatmeten Luft ab. 

151

Die Atemrate, d. h. das pro Zeiteinheit eingeatmete Luftvolumen, 

hängt vor allem vom Lebensalter des Menschen und 

von der momentanen körperlichen Aktivität ab, schwankt 

aber auch individuell von Person zu Person. Einen Eindruck 

von der Schwankungsbreite vermittelt Abb. 4.7. 

Atemrate 

(Liter/Minute) 

50 

40 

30 

20 

10 

0 

152 

Kleinkind 

(1 Jahr) 

Kind 

(10 Jahre) 

schwere 

Arbeit 

leichte 

Aktivität 

ruhend 

Erwachsene 

Abb. 4.7 Schwankungsbreiten von Atemraten 

Nach einer Freisetzung radioaktiver Stoffe in die Atmosphäre 

kann die Inhalation zu einer bedeutenden Quelle der 

Strahlenexposition werden, wenn sich der Mensch in der 

Ausbreitungsfahne aufhält. Besonders bei kurzlebigen Radionukliden, 

die beim Transfer in den Nahrungsketten zerfallen, 

gewinnt die Inhalation relativ an Bedeutung. Das Einatmen 

radioaktiver Edelgase jedoch führt nur zu sehr geringen 

Dosen, da diese sich nicht in der Lunge ablagern, sondern 

schnell wieder ausgeatmet werden. 

Langfristig führt die Inhalation von resuspendierten radioaktiven 

Partikeln zu einer Strahlenexposition. Diese spielt aber 

nur für solche Radionuklide eine nennenswerte Rolle, die 

über die Nahrungsketten nur in sehr geringem Umfang zum 

Menschen gelangen und die aufgrund ihrer ausgesandten 

Strahlung bei Einatmen zu einer hohen Dosis führen (z. B. 

Plutonium). 

- Verhalten der radioaktiven Stoffe im Körper 

Die Abschätzung der in den Körper durch Ingestion oder Inhalation 

aufgenommenen Aktivität besagt noch nichts über

die daraus resultierende Wirkung, wie z. B. das Risiko einer 

Krebsentstehung. Um ein Maß für die Wirkung zu haben, 

muss erst noch abgeschätzt werden, welche Dosis aus der 

Inkorporation des radioaktiven Stoffes entsteht. Die Umrechnung 

von der aufgenommenen Aktivität in die Dosis ist 

für jedes Radionuklid verschieden, denn sie hängt u. a. davon 

ab 

� in welchem Ausmaß der radioaktive Stoff ins Blut aufgenommen 

(resorbiert) wird, 

� wie er sich im Körper verteilt, 

� wie schnell er wieder ausgeschieden wird, 

� wie schnell er durch radioaktiven Zerfall reduziert wird, 

� welche Art von Strahlung er aussendet, 

� welche Energie diese Strahlung hat. 

Um das Verhalten von Radionukliden im Körper und die 

daraus resultierende Strahlenexposition abzuschätzen, gibt 

es so genannte biokinetische Rechenmodelle, welche den 

Transport des Stoffes zwischen den einzelnen Organen und 

Geweben simulieren. 

Ist in einem Organ oder Gewebe die Aktivität eines bestimmten 

Radionuklids je Masseeinheit bekannt, lässt sich aus der absorbierten 

Energie die Energiedosisleistung (pro Zeiteinheit an das 

betroffene Gewebe übertragene Energiemenge) errechnen. Berücksichtigt 

man dabei zusätzlich, dass in lebendem Gewebe die 

einzelnen Strahlenarten unterschiedliche Qualitätsfaktoren der 

biologischen Wirksamkeit besitzen, ergibt sich die Äquivalentdosisleistung 

(siehe Kapitel 1.3). Aus der Dosisleistung (beispielsweise 

in Mikrosievert pro Stunde) und der Zeit, über die sie 

einwirkt (beispielsweise 1 Jahr), ist die Dosis in diesem Zeitraum 

errechenbar (im gewählten Beispiel die Jahresdosis in Mikrosievert 

oder Millisievert). 

Die auf Aktivitätszufuhr bezogene Integraldosis, also diejenige 

Dosis, die ein Organ oder Gewebe als Folge einer einmaligen 

Zufuhr eines oder mehrerer Radionuklide im gesamten (unbegrenzten) 

Zeitraum nach der Aufnahme bis zum vollständigem 

Verschwinden dieser Nuklide aus dem Körper erhält, 

wird als Folgedosis bezeichnet. 

153

Begrenzt man den betrachteten Zeitraum nach der Aufnahme, 

ergibt sich die beschränkte Folgedosis (englisch: dose commitment), 

zum Beispiel die 50-Jahre Folgedosis. 

Daten über anatomische Werte oder das Stoffwechselgeschehen 

unterliegen naturgemäß starken individuellen 

Schwankungen. Für die Berechnung der Strahlendosis hat 

die ICRP daher in ihrer Veröffentlichung Nr. 23 /ICR-75/ für einen 

Durchschnittsmenschen (Reference Man) Standardwerte 

in allen Einzelheiten festgelegt. Auf der Grundlage dieser Standardwerte 

ist auch die Referenzperson der deutschen Strahlenschutzverordnung 

definiert. 

Im praktischen Strahlenschutz ist es zur Ermittlung der Folgedosis 

aus einer Inkorporation eines radioaktiven Stoffes 

nicht nötig, aufwendige Rechnungen mit einem biokinetischen 

Modell durchzuführen. Vielmehr kann auf Dosisfaktoren 

zurückgegriffen werden, welche aus solchen Rechenmodellen 

gewonnen wurden. Diese Faktoren geben jeweils für ein 

bestimmtes Nuklid die aus der Inkorporation von einem Becquerel 

resultierende Folgedosis an. Dosisfaktoren sind getrennt 

für Ingestion und Inhalation und für verschiedene Altersgruppen 

verfügbar. 

Aufgenommene Radionuklide werden dann zu einer vergleichsweise 

hohen Strahlenexposition führen, wenn sie 

• eine hohe spezifische Aktivität (Becquerel pro Gramm) 

besitzen, 

• im Körper stark angereichert werden, 

• lange dort verweilen und schließlich noch 

• eine biologisch besonders wirksame Strahlung aussenden. 

Solche Radionuklide (beispielsweise die Alpha-Strahler Radium-226 

oder Plutonium-238 und -239) bezeichnet man als 

hoch radiotoxisch (strahlengiftig). Auf der anderen Seite gibt 

es auch radioaktive Stoffe, die vom Körper kaum aufgenommen 

werden, eine biologisch wenig wirksame Strahlung 

aussenden und im Falle der äußeren Strahlenexposition nur 

die Haut bestrahlen. Ihre Radiotoxizität ist gering (Beispiel: 

Krypton-85). 

154

Bei Iod-131, das bevorzugt in die Schilddrüse aufgenommen wird, 

führt zum Beispiel die Zufuhr von 1.000 Becquerel mit der Nahrung zu 

Folgedosen für die Schilddrüse von 0,43 mSv beim Erwachsenen beziehungsweise 

3,5 mSv beim Kleinkind (wegen einer hohen Aktivitätskonzentration 

in der sehr kleinen Schilddrüse). 

Bei Cäsium-137, das sich im Körper annähernd gleichmäßig verteilt, 

liegt die Folgedosis (Effektivdosis) durch Zufuhr von 1.000 Bq für den 

Erwachsenen bei ca. 0,01 mSv. Für Kinder (mit Ausnahme der unter 

1-Jährigen) ist die Dosis wegen der kürzeren Verweilzeit des Cäsiums 

im Körper niedriger als für Erwachsene. 

Externe Strahlenexposition 

Radioaktive Stoffe können zu einer externen Strahlenexposition 

des Menschen führen, wenn sie sich außerhalb des 

Körpers befinden und die von ihnen ausgehende Strahlung 

auf den Körper trifft. 

- Strahlung aus einer „radioaktiven Wolke“ 

Wenn radioaktive Stoffe in die Atmosphäre freigesetzt wurden 

und sich in der Atmosphäre ausbreiten, so zerfällt ein 

Teil der radioaktiven Atome hierbei und sendet ionisierende 

Strahlung aus. Hält sich ein Mensch in oder nahe bei der 

vorbeiziehenden radioaktiven Wolke auf, so kann diese 

Strahlung von außen seinen Körper treffen. Hierbei hat Alpha-Strahlung 

keine Bedeutung, da sie in Luft nur eine 

Reichweite von wenigen Zentimetern hat. Auch Beta- 

Strahlung ist hier von sehr untergeordneter Bedeutung, da 

ihre Reichweite in Luft maximal einige Dezimeter bis einige 

Meter beträgt. Es kommt dazu, dass Alpha- und Betastrahlung 

beim Auftreffen auf den Körper in der Haut absorbiert 

werden, so dass die strahlenempfindlicheren Organe und 

Gewebe keine Strahlung abbekommen. 

Gammastrahlung dagegen hat eine Reichweite in Luft, die in 

der Größenordnung von 100 m liegt (abhängig von der Photonenenergie 

des jeweiligen Radionuklids). Dies bedeutet, 

der Mensch kann von Gammastrahlung der Radionuklide im 

diesem Umkreis getroffen werden. Gammastrahlung kann 

auch ins Innerste des Körpers eindringen, d.h. alle Organe 

und Gewebe des Menschen werden bestrahlt. Aus diesen 

Gründen spielt bei der äußeren Bestrahlung die Gammastrahlung 

die überragende Rolle. 

155

Die Strahlenexposition des Menschen beim Vorbeiziehen 

einer radioaktiven Wolke wird stark reduziert, wenn sich der 

Mensch in einem Gebäude aufhält. Je nach Gebäudeausmaßen, 

Wandstärken und Baumaterial kann die Bestrahlung 

im Gebäude einen Faktor 2 bis 20 niedriger sein als beim 

Aufenthalt im Freien, beim Aufenthalt im Keller bei großen 

Gebäuden kann der Reduktionsfaktor sogar bis in die Größenordnung 

von 1.000 gehen! 

- Strahlung von abgelagerten Nukliden 

Die Bestrahlung durch die in der Atmosphäre vorbeiziehenden 

Radionuklide stellt lediglich eine relativ kurzzeitige 

Strahlenquelle dar. Dagegen können die am Boden und auf 

anderen Oberflächen in der Umgebung des Menschen (z. B. 

Bäume, Hausdächer) deponierten Radionuklide als eine 

sehr lang anhaltende Strahlenquelle wirken. Deswegen 

kann dieser Expositionspfad einen relativ großen Beitrag zur 

gesamten Strahlenexposition liefern. So stammt der größte 

Teil der Strahlenexposition, den ein Mensch in Deutschland 

langfristig durch die Ablagerung radioaktiver Stoffe vom Reaktorunfall 

in Tschernobyl bekommt, von den am Boden abgelagerten 

Radionukliden, vor allem vom Cs-137. 

Auch hier spielen Alpha- und Beta-Strahlung eine unwesentliche 

Rolle, in erster Linie ist hier die Gammastrahlung maßgebend. Wegen 

der großen Reichweite der Gammastrahlung trägt hier die gesamte 

Umgebung bis zu mehreren 10 Metern Abstand zur Bestrahlung 

bei: wenn man sich auf einer ebenen Wiese aufhält, die 

gleichmäßig mit Cs-137 kontaminiert worden ist, dann stammt rund 

die Hälfte der auf einen wirkenden Strahlung aus Bereichen, die 

mehr als 7 m entfernt sind, und rund ein Viertel stammt aus Bereichen, 

die mehr als 25 m entfernt sind (Zähringer und Pfister 1998)! 

Radioaktive Edelgase werden nicht am Boden abgelagert, 

spielen deswegen bei diesem Expositionspfad keine Rolle. 

Auch bei der Strahlenexposition durch am Boden abgelagerte 

Radionuklide ergibt sich eine starke Reduktion der Bestrahlung, 

wenn man sich in Gebäuden aufhält. So verringert 

sich beispielsweise die Dosisleistung nach einer Deposition 

von Cs-137 in Gebäuden gegenüber einem Aufenthalt 

im Freien um den Faktor 2 bis 100, im Keller sogar bis zum 

Faktor 500 (Jacob 1991). 

156

Eine spezielle Art der Strahlenexposition durch abgelagerte 

radioaktive Stoffe entsteht, wenn die Ablagerung auf die 

Haut oder die Kleidung des Menschen erfolgt. Hierbei vergrößert 

sich der relative Anteil von Alpha- und Betastrahlung 

an der Strahlenexposition etwas, da eine Bestrahlung der 

Haut durch diese Strahlenarten auftritt. Insgesamt ist dieser 

Expositionspfad aber im Allgemeinen von geringer Bedeutung, 

da davon auszugehen ist, dass die Verweilzeit der radioaktiven 

Stoffe durch Waschen, Duschen und Kleidungswechsel 

relativ gering ist. 

4.2 Strahlenexposition aus natürlichen Quellen 

Seit es Leben gibt, ist dieses unter dem Einfluss der natürlichen 

Strahlung. Die so genannte „natürliche Untergrundstrahlung“, 

d.h. die ionisierende Strahlung, die durch in unserer 

Natur vorhandenen Quellen bedingt ist, hat mit Sicherheit 

eine wichtige Rolle in der Evolution gespielt, kann 

zugleich aber erkennbare Strahlenschäden verursachen. So 

ist zweifelsfrei das natürliche radioaktive Edelgas Radon für 

viele ernste Lungenschädigungen bei Bergwerksarbeitern 

bereits in den vergangenen Jahrhunderten ursächlich. 

Wenn man auch jede Exposition des Menschen mit ionisierender 

Strahlung als potentiell gesundheitsschädigend betrachtet, 

wobei die Wahrscheinlichkeit eines Schadens mit 

der Dosis ansteigt, so haben wir doch bisher damit überlebt 

und uns trotz der natürlichen Untergrundstrahlung (vielleicht 

sogar mit ihrer Hilfe) zu unserer gegenwärtigen Form entwickelt. 

Häufig denkt man bei der natürlichen Untergrundstrahlung 

nur an die leicht messbare Strahlung, die von außen 

auf uns einwirkt, dabei darf man gerade die so genannte innere 

Strahlenexposition, die durch natürliche Radionuklide 

in unserem Körper verursacht wird, keinesfalls vernachlässigen, 

zumal sie verglichen mit der äußeren Strahlenexposition 

eine deutlich höhere Dosis und damit ein größeres Risiko 

beschert. 

Externe Strahlenexposition 

Die äußere Strahlenexposition stammt aus ganz unterschiedlichen 

Quellen, die die Natur für uns bereithält. Neben 

157

der ionisierenden Strahlung, die von den in der Erdkruste 

vorhandenen radioaktiven Isotopen als so genannte ter- 

restrische Strahlung ausgeht, „prasseln“ ständig hochenergetische 

ionisierende Teilchen aus dem Weltraum als kosmische 

Strahlung auf uns nieder. 

- Kosmische Strahlung 

Entstehung 

Der Ursprung der Strahlung aus dem Weltall ist bislang noch 

nicht endgültig geklärt, wenngleich mehrere plausible Theorien 

angeboten werden können. Prinzipiell können Supernova-Explosionen 

als ihr Ursprung angesehen werden, bei 

denen durch den Gravitationskollaps große Energiemengen 

freigesetzt werden, doch können kosmische Magnetfelder 

geladene Teilchen ebenfalls auf beträchtliche Energien beschleunigen 

(aber auch abbremsen), wobei nach vielen derartigen 

Wechselwirkungen bei hochenergetischen Teilchen 

der Energiegewinn gegenüber dem -verlust durch Abbremsung 

überwiegt. Nach heutiger Vorstellung ist davon auszugehen, 

dass die kosmische Strahlung in unserer eigenen 

Galaxis, der Milchstraße, entsteht, lediglich der Ursprung 

sehr hochenergetischer Teilchen (� 10 17 eV) dürfte in fremden 

Galaxien (schwarze Löcher, Neutronensterne, Quasare) 

zu finden sein. 

Unsere Sonne leistet nur einen geringen Beitrag zur kosmischen 

Strahlung, die wir auf der Erdoberfläche erleben. In 

unregelmäßigen Abständen werden bei Strahlungsausbrüchen 

auf der Sonne („solar flares“) geladene Teilchen mit 

Energien bis zu einigen GeV in den Weltraum geschleudert 

und führen einige Male im Jahr zu einer kurzfristig messbaren 

Dosisleistungserhöhung in den unteren Atmosphärenschichten. 

Wenngleich solche Eruptionen für uns auf der Erde 

vernachlässigbar sind, da die Erdatmosphäre sehr gut 

gegen diese relativ niederenergetischen Teilchen schützt, so 

können sie in den äußeren Atmosphärenschichten kurzfristig 

die Flussdichte um mehr als das Hundertfache ansteigen 

lassen und für die Kosmonauten im freien Weltraum ohne 

jeglichen Schutz durch die Atmosphäre ernste Probleme bereiten. 

158

Erwähnenswert ist in diesem Zusammenhang auch, dass 

magnetische „Stürme“ auf der Sonnenoberfläche zusammen 

mit dem Erdmagnetfeld die Erde gegen niederenergetische 

Nukleonen aus dem Kosmos abschirmen und die galaktische 

Strahlung kurzfristig verringern können. Allerdings ist 

dieser Effekt für uns zwar messbar aber ohne größere Bedeutung. 

Abb. 4.8 lässt auch erkennen, dass die Sonnenaktivität 

(etwa 11-jähriger Zyklus) die Dosis in Äquatorgegend 

selbst in typischer Flughöhe nicht mehr beeinflusst. 

1 

1 

Abb. 4.8 Zeitlicher Verlauf der Dosisleistung (effektive Dosis 

pro Stunde) vergangener Jahrzehnte in 11,3 km Höhe für verschiedene 

geographische Breiten (mit freundlicher Genehmigung 

der AG3, Inst. f. Strahlenschutz, GSF) 

Primäre und sekundäre kosmische Strahlung: Die Erdatmosphäre 

schwächt die kosmische Strahlung nicht nur, sie 

verändert sie auch, sodass die für die Strahlenexposition auf 

der Erdoberfläche verantwortliche sekundäre kosmische 

Strahlung keinesfalls identisch ist mit der primären kosmischen 

Strahlung, die vom Weltall auf die oberen Atmosphärenschichten 

trifft. 

Die primäre kosmische Strahlung aus dem Weltraum besteht 

überwiegend aus energiereichen Protonen (bis zu 10 14 

MeV), weiters aus Heliumkernen (etwas mehr als 10 %) und 

zu einem kleineren Anteil aus schwereren Kernen, Elektronen 

und Photonen (Abb. 4.9). Die hochenergetischen Protonen 

und Kernteilchen aus dem Kosmos werden nicht nur 

159

über Ionisation und Anregung abgebremst, sondern erzeugen 

über die starke Wechselwirkung mit den Sauerstoff- und 

Stickstoffkernen der Atmosphäre Sekundärteilchenkaskaden 

einschließlich vieler kurzlebiger Elementarteilchen, mit einem 

Maximum in ungefähr 20 km Höhe (Pfotzer-Maximum). 

In den oberen Atmosphärenschichten tragen vornehmlich 

Protonen und Neutronen zur effektiven Dosis bei, in Meereshöhe 

hingegen vorwiegend Myonen. 

Abb. 4.9 Beiträge der Komponenten der kosmischen Strahlung 

zur effektiven Dosis in unterschiedlichen Höhen der Atmosphäre 

in Äquatorgegend bei Minimum der Sonnenaktivität (mit 

freundlicher Genehmigung der AG3, Inst. f. Strahlenschutz, GSF) 

Auf Meeresniveau liefert die kosmische Strahlung eine 

effektive Dosis von etwa 0,3 mSv pro Jahr. In größeren 

Höhen steigt der Beitrag zur effektiven Dosis durch die erwähnten 

Teilchenkaskaden merklich an, in typischen Flughöhen 

von 10 bis 12 Kilometern auf etwa das Hundertfache 

(Abb. 4.10). 

160

Abb. 4.10 Höhenabhängigkeit der Ortsdosisleistung durch 

kosmische Strahlung 

Abb. 4.11 Weltübersichtskarte der Dosisleistung (effektive Dosis 

pro Stunde) in 11,3 km Höhe (April 2005) (mit freundlicher 

Genehmigung der AG3, Inst. f. Strahlenschutz, GSF) 

Aus Abb. 4.11 ist deutlich zu erkennen, dass die Dosis neben 

der Flughöhe maßgeblich durch die geographische 

Breite mitbestimmt wird, was den Einfluss des Erdmagnetfeldes 

auf die geladenen Teilchen der primären kosmischen 

161

Strahlung widerspiegelt. Aufgrund der Form des Erdmagnetfeldes 

(siehe Abb. 4.12) werden die geladenen Teilchen der 

kosmischen Strahlung, die in Polgegend annähernd parallel 

zu den Magnetfeldlinien auf die Erde niederprasseln, viel 

weniger abgelenkt als Teilchen, die in Äquatorgegend weitgehend 

senkrecht zu den Feldlinien fliegen. Dank der Erdatmosphäre 

ist dieser Einfluss auf die Dosis in Meereshöhe 

nur gering, für typische Flughöhen liest man hingegen aus 

Abb. 4.11 eine etwa 3 mal höhere Dosis für Flüge in Polargegend 

gegenüber der Äquatorregion ab, was einem etwa 

100fachen bzw. 30fachen Dosisleistungsanstieg verglichen 

mit dem Beitrag auf der Erdoberfläche entspricht. 

Abb. 4.12 Schematische Darstellung des Magnetfelds der Erde 

Dieser Unterschied macht sich in der folgenden Abb. im Vergleich 

der Dosiswerte mit der Flugdauer der jeweiligen 

Flugrouten deutlich bemerkbar. Individuelle Flugdosen können 

mit einer von der GSF kostenlos zur Verfügung gestellten 

Online-Version von EPCARD (European Program Pack- 

age for the Calculation of Aviation Route Doses) berechnet 

werden unter: www.gsf.de/epcard. 

Für die Strahlenexposition des Flugpersonals ist das 

vorwiegend durch die sekundäre kosmische Strahlung bedingte 

Strahlungsfeld in etwa 10 bis 14 Kilometer Höhe ausschlaggebend. 

Während die daraus resultierende Dosis für 

162

Abb. 4.13 Vergleich von effektiver Dosis und Dauer für Flüge 

von München oder Frankfurt(*) zu ausgewählten Zielen auf 

dem jeweils kürzesten Weg in 11,3 km Flughöhe; Steig- und 

Sinkflug sind mit je 30 min berücksichtigt (mit freundlicher Genehmigung 

der AG3, Inst. f. Strahlenschutz, GSF) 

einzelne Flüge verglichen mit der Jahresdosis der natürlichen 

Strahlenexposition von insgesamt etwa 2,1 Millisievert 

im allgemeinen bedeutungslos ist (Abb. 4.13), ist sie für das 

fliegende Personal mit vielen Flugstunden als berufliche 

Strahlenexposition durchaus zu berücksichtigen. Als obere 

Abschätzung der jährlichen Strahlenexposition des Flugpersonals 

gibt das Bundesamt für Strahlenschutz einen Wert 

von etwa 8 mSv effektive Dosis an, wenn ausschließlich 

Flüge auf der Nordatlantik-Route angenommen werden und 

die maximal zulässige Arbeitszeit von 1.000 Flugstunden 

jährlich voll ausgenutzt wird. 

- Kosmogene Radionuklide 

Es darf nicht unerwähnt bleiben, dass durch die Wechselwirkung 

der kosmischen Strahlung mit der Atmosphäre auch 

radioaktive Nuklide gebildet werden, deren Inkorporation 

ebenfalls zu einer geringen Strahlenexposition führt. In der 

folgenden Tabelle sind einige dieser Radionuklide mit ihren 

Halbwertzeiten angeführt. 

163

Radionuklid Halbwertzeit Radionuklid Halbwertzeit 

Tritium (H-3) 12,3 Jahre 

Silizium-32 

(Si-32) 

101 Jahre 

Beryllium-7 

(Be-7) 

53,3 Tage 

Phosphor- 

32 (P-32) 

14,3 Tage 

Beryllium-10 

(Be-10) 

1,6 � 10 6 

Jahre 

Argon-39 

(Ar-39) 

269 Jahre 

Kohlenstoff- 

14 (C-14) 

5730 Jahre 

Krypton-81 

(Kr-81) 

2,1 � 10 5 

Jahre 

Natrium-22 

(Na-22) 

2,6 Jahre 

Krypton-85 

(Kr-85) 

10,7 Jahre 

Tab. 4.1 Kosmogene Radionuklide 

Für die Strahlenexposition des Menschen sind die kos- 

mogenen Radionuklide mit einem Gesamtbeitrag von ca. 

15 µSv effektive Dosis pro Jahr von untergeordneter Bedeutung. 

Der größte Beitrag geht auf Kohlentstoff-14 zurück (ca. 

12 µSv/a), gefolgt von Beryllium-7, welches für eine effektive 

Dosis von etwa 3 µSv pro Jahr verantwortlich ist. 

- Terrestrische Strahlung 

Die Erdkruste enthält eine Vielzahl natürlicher radioaktiver 

Stoffe, von denen die meisten einer der drei Zerfallsreihen 

entstammen, deren Anfangsglieder eine dem Alter des Sonnensystems 

vergleichbar lange Halbwertzeit �1/2 besitzen: 

Uran/Radium-Reihe 

(Muttersubstanz U-238; �1/2 = 4,5 Mrd. Jahre) 

Uran/Actinium-Reihe 

(Muttersubstanz U-235; �1/2 = 0,7 Mrd. Jahre) 

Thorium-Reihe 

(Muttersubstanz Th-232; �1/2 = 14 Mrd. Jahre) 

Diese langlebigen Nuklide sind somit noch immer in unserer 

Erdkruste vorhanden, andererseits entstehen durch ihre 

Umwandlung (radioaktiver Zerfall) ständig weitere, oft viel 

kurzlebigere Radionuklide, die in unserer Erdkruste ebenfalls 

als natürliche Radionuklide zu finden sind. 

Außer den Radionukliden der natürlichen Zerfallsreihen sind 

noch mehrere primordiale Radionuklide (Radionuklide, die 

164

ei der Bildung der irdischen Materie entstanden und heute 

noch vorhanden sind) mit zum Teil extrem langen Halbwertzeiten 

anzutreffen, von denen dem Kalium-40 im Hinblick 

auf die Strahlenexposition des Menschen die größte Bedeutung 

zukommt. 

Nuklid 

K-40 

V-50 

Ge-76 

Se-82 

Rb-87 

Zr-96 

Mo-100 

Cd-113 

Halbwertzeit 

Jahre 

1,3 � 

10 9 

1,4 � 

10 17 

1,5 � 

10 21 

1,0 � 

10 20 

4,8 � 

10 10 

3,9 � 

10 19 

1,2 � 

10 19 

9,0 � 

10 15 

Nuklid 

Cd-116 

In-115 

Te-123 

Te-128 

Te-130 

La-138 

Nd-144 

Nd-150 

Halbwertzeit 

Jahre 

2,6 � 

10 19 

4,4 � 

10 14 

1,2 � 

10 13 

7,2 � 

10 24 

2,7 � 

10 21 

1,1 � 

10 11 

2,3 � 

10 15 

1,7 � 

10 19 

Tab. 4.2 Primordiale Radionuklide (aus /KOE-06/) 

Nuklid 

Sm-147 

Sm-148 

Gd-152 

Lu-176 

Hf-174 

Ta-180 

Re-187 

Os-186 

Pt-190 

Halbwertzeit 

Jahre 

1,1 � 

10 11 

7,0 � 

10 15 

1,1 � 

10 14 

2,6 � 

10 10 

2,0 � 

10 15 

1,2 � 

10 10 

5,0 � 

10 10 

2,0 � 

10 15 

6,5 � 

10 11 

Die unterschiedliche Aktivitätskonzentration im Boden bedingt 

regionale Schwankungen der Strahlenexposition. Die 

folgende Abbildung (Abb. 4.14) gibt eine Übersicht über die 

mittlere Gamma-Ortsdosisleistung für die Bundesrepublik 

Deutschland einschließlich des Beitrags der kosmischen 

Strahlung. Die üblichen Werte für Norddeutschland liegen 

zwischen 0,5 und 0,9 mSv/Jahr, während die Spitzenwerte 

in den Mittelgebirgen bis zu 2 mSv/Jahr betragen und im 

weltweiten Vergleich mit Spitzenwerten von etwa 50 mSv/a 

165

in Kerala (Indien), 180 mSv/a in Esperito Santo (Brasilien) 

bzw. über 800 mSv/a in Ramsar (Iran) noch relativ günstig 

liegen. Dabei ist zu berücksichtigen, dass der Anteil durch 

kosmische Strahlung (Jahresdosis in Meereshöhe ca. 

0,3 mSv) sich alle 1.500 Höhenmeter etwa verdoppelt. In 

unseren Breiten kann man von einer mittleren Strahlen- 

exposition von etwa 0,4 mSv effektive Dosis pro Jahr infolge 

der terrestrischen Strahlung ausgehen. 

Abb. 4.14 Übersicht über die mittlere Gamma-Ortsdosisleistung 

in Deutschland (aus /BMU-04/). 

166

Interne Strahlenexposition 

- Das radioaktive Edelgas Radon 

Im Rahmen der natürlichen Zerfallsreihen entstehen als Zerfallsprodukte 

auch die radioaktiven Isotope Radon-222 

(Halbwertzeit: 3,8 Tage), Radon-220 (Halbwertzeit 55,6 Sekunden) 

und Radon-219 (Halbwertzeit: 3,96 Sekunden), die 

als Edelgas aus dem Erdboden in die Luft freigesetzt und 

eingeatmet werden und zu einer nicht unbeträchtlichen Teilkörperexposition 

der Lungen führen können. Wegen der größeren 

Halbwertzeit trägt besonders das Radon-222 mit seinen 

kurzlebigen Folgeprodukten Polonium-218, Blei-214 

und Polonium-214 zur Strahlenexposition des Menschen bei 

und ist für den größten Beitrag zur natürlichen Strahlenexposition 

verantwortlich. Jedoch sind auch die Beiträge des 

Radon-220 nicht ganz zu vernachlässigen. Der Zerfall des 

Radons selbst verursacht den geringeren Teil der Strahlenexposition, 

den deutlich größeren Teil liefern seine kurzlebigen 

Folgeprodukte. 

Als Anhaltspunkt zur Einschätzung geologisch bedingter Gefährdung 

durch zu hohe Radonexposition kann die Radonkonzentration 

in der Bodenluft gesehen werden, deren regionale 

Verteilung für Deutschland in folgender Übersichtskarte 

(Abb. 4.15) dargestellt ist. 

Die Radonkonzentration in der Raumluft hängt maßgeblich 

davon ab, wie viel Radon aus dem Boden austreten kann 

und zeigt große regionale und zeitliche Schwankungen nicht 

nur infolge Unterschieden der geologischen Verhältnisse, 

sondern auch der Bausubstanz (Abdichtung des Kellers gegen 

das Erdreich) als auch der Lüftungsgewohnheiten. Hinzu 

kommen jahreszeitlich und klimatisch bedingte Schwankungen. 

In Deutschland sind erhöhte Radonkonzentrationen in Gebäuden 

vornehmlich auf eine erhöhte Radonfreisetzung aus 

dem Untergrund zurückzuführen, Baumaterialien sind hier 

zu Lande selten die Ursache einer erhöhten Radonkon- 

zentration. Damit kommt in geologisch belasteten Gebieten, 

wo vor allem Kellerwohnungen, Souterrain-Wohnungen, in 

geringerem Maße auch Wohnungen im Erdgeschoss betroffen 

sind, der Abdichtung des Kellers gegen das Erdreich be- 

167

Abb. 4.15 Übersichtskarte der regionalen Verteilung der Radonkonzentration 

in der Bodenluft für Deutschland (Kemski & 

Partner 2004) 

sondere Bedeutung zu. In höher gelegenen Wohnungen 

(Hochhäuser), in denen die Radonkonzentration durch den 

Beitrag der Baumaterialien bestimmt wird, ist im Mittel mit 

einer Radonaktivitätskonzentration von 30 Bq/m 3 zu rechnen. 

168

Eine besondere Situation ergibt sich in einigen Gebieten, wo 

durch hohe Permeabilität des Untergrundes (Sand- oder 

Schotterböden) hohe Radonmengen freigesetzt werden 

bzw. in Bergbaugebieten über Klüfte und Risse im Deckgebirge 

Grubenwetter mit sehr hoher Radonkonzentration 

auftreten und über Undichtigkeiten in die Gebäude gelangen 

können. So wurden in Gegenden mit Granit-haltigem 

Untergrund lokal Raumluftkonzentrationen von bis zu 

10.000 Bq/m 3 gemessen, in einzelnen Häusern in Uran- 

Bergbaugebieten kurzzeitig sogar mehr als 100.000 Bq/m 3 . 

Von untergeordneter Bedeutung für die Radonkonzentration 

in den meisten Haushalten hingegen ist das Radon, das 

im Wasser gelöst bei dessen Verwendung im Haushalt 

freigesetzt wird, von einzelnen Ausnahmen abgesehen, da 

durch die Nutzung individueller Brunnen in Granitgebieten 

erhöhte Radon-Konzentrationen in Gebäuden auftreten 

können, ebenso wie generell in Anlagen der Wassergewinnung, 

und -aufbereitung. 

Will man die Radonkonzentration in der Wohnung bestimmen, 

so stehen mehrere Messverfahren zur Verfügung. Um 

über die erheblichen tageszeitlichen Schwankungen zu mitteln, 

die, abgesehen von Luftdruckschwankungen, in Wohnräumen 

primär auf die übliche Lüftung zurückgehen, sind integrierende 

Methoden erforderlich, die mindestens über 

mehrere Tage mitteln. Neben elektronischen Messgeräten 

sind als wichtige integrative und kostengünstige Messverfahren 

das track-etch-Verfahren, Elektrete und Aktivkohlenexposimeter 

zu nennen. Während als einer der Hauptvorteile 

des track-etch-Verfahrens lange Integrationszeiten bis zu 

einem Jahr und darüber hinaus anzuführen sind, ist als 

Nachteil anzusehen, dass Messperioden von ein bis zwei 

Wochen wegen zu geringer Empfindlichkeit bei üblichen 

Raumluftkonzentrationen nicht erreichbar sind. Hier setzen 

sowohl die Elektret-Ionisationskammer als auch die Aktivkohlenmethode 

mit ihrem Vorteil kurzer Integrationszeiten 

ein. 

Der bundesweite Jahresmittelwert der Radonkonzentration 

in Wohnräumen liegt bei ungefähr 50 Bq/m 3 Raumluft, die 

Mehrzahl der Messwerte liegt unter diesem Wert. Die Radonkonzentration 

im Freien ist etwa um einen Faktor 3 bis 5 

169

geringer, da das Radon dort nicht in geschlossenen Räumen 

„gefangen“ wird. Für den größten Teil Deutschlands 

liegen die Werte im Freien im Bereich von 5 bis 30 Bq/m 3 , 

unter ungünstigen atmosphärischen Bedingungen wie bei 

Inversion in Tallagen wurden jedoch Spitzenwerte bis 

350 Bq/m 3 gemessen (vornehmlich in unmittelbarer Nähe 

von Abwetterschächten oder großflächigen Halden). Unter 

der Annahme, dass wir etwa 80 % unserer Zeit in Gebäuden 

verbringen, resultiert daraus eine mittlere jährliche effektive 

Dosis von etwas über 1 Millisievert. 

- Natürliche radioaktive Stoffe in der Nahrung 

Wie erwähnt, enthält unsere Erdkruste eine Vielzahl natür- 

licher radioaktiver Stoffe, die für die terrestrische Strahlung 

verantwortlich sind, von denen aber auch unser Nahrungskreislauf 

nicht verschont bleibt. Infolge dieser mit Nahrung 

und Trinkwasser aufgenommenen Radionuklide ist in 

Deutschland eine jährliche effektive Dosis im Bereich 

von 0,3 mSv zu erwarten, etwa 0,17 mSv davon ist dem 

primordialen Radionuklid Kalium-40 zuzuschreiben. 

Gesamte natürliche Strahlenexposition 

Die natürliche Umgebungsstrahlung bewirkt im Mittel für eine 

Person der Bevölkerung in Deutschland eine effektive 

Dosis von 2,1 mSv pro Jahr, vergleichbar mit dem weltweiten 

Mittelwert von 2,4 mSv/a. Weltweite Spitzenwerte liegen 

bei etwa 50 mSv/a in Kerala (Indien), 180 mSv/a in Esperito 

Santo (Brasilien) bzw. über 800 mSv/a in Ramsar (Iran). 

Den mit Abstand größten Beitrag in Deutschland mit mehr 

als 1 mSv effektive Dosis pro Jahr liefert die Inhalation des 

radioaktiven Edelgases Radon, gleichzeitig besitzt dieser 

Beitrag die größte Variationsbreite. Die übrigen Beiträge, 

bedingt durch kosmische Strahlung, terrestrische Strahlung 

und durch mit der Nahrung aufgenommene natürliche Radionuklide 

liegen jeweils etwa bei 0,3 bis 0,4 mSv pro Jahr 

effektive Dosis. 

170

4.3 Strahlenexposition aus zivilisatorischen 

Quellen 

Strahlenexposition in der Nähe kerntechnischer 

Anlagen 

Mehr als 98 % der gesamten Strahlenexposition durch den 

bestimmungsgemäßen Betrieb einer kerntechnischen Anlage 

werden von relativ wenigen Radionukliden verursacht. 

Für die Abschätzung der maximal möglichen Strahlenexposition 

in der Umgebung genügt daher im Regelfalle die Betrachtung 

der Nuklide in der nachfolgenden Zusammenstellung. 

Von den physikalischen Daten nach Seelmann-Eggebert 

1981 sind dabei nur die wichtigsten Zerfallsarten und 

-energien angegeben (bei Betastrahlung jeweils die maximale 

Energie des Kontinuums), angeregte zwischenstabile 

Zustände sind nur aufgeführt, wenn sie radiologisch relevant 

sind. Kritische Organe sind in der Reihenfolge ihrer radiologischen 

Bedeutung angegeben. 

• Tritium (H 3) 

Beta-Strahlung 0,02 MeV; 

Tochternuklid: Helium-3 (stabil); 

physikalische Halbwertszeit:12,3 Jahre, 

kritische Organe: Ganzkörper, Körperflüssigkeiten. 

• Kohlenstoff-14 (C 14) 


Tochternuklid: Stickstoff-14 (stabil); 

physikalische Halbwertszeit: 5730 Jahre, 

kritisches Organ: Ganzkörper 

• Phosphor-32 (P 32) 


Tochternuklid: Schwefel-32 (stabil); 

physikalische Halbwertszeit:14,3 Tage, 

kritische Organe: Knochen, Ganzkörper, Hirn, Leber. 

• Schwefel-35 (S 35) 


Tochternuklid: Chlor-35 (stabil); 

physikalische Halbwertszeit: 87,5 Tage 

kritische Organe: Haut, Hoden, Knochen, Ganzkörper. 

171

• Kobalt-60 (Co 60) 

Beta-Strahlung 0,3 und 1,5 MeV, 

Gamma-Strahlung 1,2 und 1,3 MeV; 

Tochternuklid: Nickel-60 (stabil); 

physikalische Halbwertszeit: 5,27 Jahre, 

kritische Organe: Leber, Milz, Pankreas, Ganzkörper. 

• Krypton-85 (Kr 85) 

Beta-Strahlung 0,7 MeV, 

kaum Gamma-Strahlung; 

Tochernuklid: Rubidium-85 (stabil); 

physikalische Halbwertszeit: 10,76 Jahre; 

keine Teilnahme am Stoffwechsel; 

kritische Organe: Haut (Submersion), Lunge, Blut, Fettgewebe, 

Ganzkörper (Inhalation). 

• Strontium-89 (Sr 89) 


kaum Gamma-Strahlung; 

Tochternuklid: Yttrium-89 (stabil). 

• Strontium-90 (Sr 90) 


Tochternuklid: Yttrium-90 (radioaktiv); 

physikalische Halbwertszeit: 50,5 Tage (Sr 89), 28,5 Jahre (Sr 90) 

kritische Organe: Knochen, Ganzkörper. 

• Yttrium-90 (Y 90) 


Gamma-Strahlung 0,2 und 0,48 MeV, 

Tochternuklid des Strontium-90, 

physikalische Halbwertszeit: 61,1 Stunden 

im Körper im Gleichgewicht mit Sr 90. 

• Ruthenium-103(Ru 103) 



Tochternuklid: Rhodium-103 (stabil). 

• Ruthenium-106 (Ru 106) 


Tochternuklid: Rhodium-106 (radioaktiv, phys. Halbwertszeit 

2,2 Stunden) 

physikalisch Halbwertszeit: 39,35 Tage (Ru 103), 368 Tage 

(Ru 106) 

kritische Organe: Knochen, Ganzkörper, Nieren. 


Gamma-Strahlung 0,04 MeV, Konversionselektronen; 

Tochternuklid: Xenon-129 (stabil). 

172

• Iod-131 (1131) 


Gamma-Strahlung 0,28, 0,36 und 0,64 MeV; 

Tochternuklid: Xenon-131 (stabil); 

physikalische Halbwertszeit: 15,7 Millionen Jahre (1129), 8 Tage 

(I 131) 

kritisches Organ: Schilddrüse. 

• Xenon-133(Xe133) 


Gamma-Strahlung 0,08 MeV; 

Tochternuklid: Cäsium-133 (stabil); 

physikalisch Halbwertszeit: 5,25 Tage 

keine Teilnahme am Stoffwechsel; 

kritische Organe: Haut (Submersion), Lunge, Ganzkörper (Inhalation). 

• Cäsium-134(Cs134) 



Tochternuklid: Barium-134 (stabil). 

• Cäsium-137(Cs137) 


Gamma-Strahlung 0,66 MeV aus dem angeregten Zustand des 

Tochternuklids (Barium-137m), das mit einer Halbwertszeit von 

2,55 Minuten in den Grundzustand übergeht; 

Tochternuklid: Barium-137 (stabil); 

physikalische Halbwertszeit: 2,06 Jahre (Cs 134), 30,17 Jahre 

(Cs 137) 

kritische Organe: Ganzkörper, Muskel, Leber. 

• Cer-144(Ce144) 



Tochternuklide: Zerfall über Praseodym-144 (Beta-Strahler, Halbwertszeit 

17,3 Minuten) zum Neodym-144, einem natürlich vorkommenden 

praktisch stabilen Alpha-Strahler (Halbwertszeit 

2,1 Billiarden Jahre); 

physikalische Halbwertszeit: 284,8 Tage 

kritische Organe: Knochen, Nieren, Ganzkörper, Leber. 

• Die Actinidenelemente 

wichtig sind besonders Plutonium, Neptunium, Americium und 

Curium 

meist Alpha-Strahler. 

Kritische Organe: bei Inhalation Lunge, Lymphknoten und 

Knochen, bei Ingestion Knochen, Leber und Lymphknoten. 

173

Aus den Daten über die Ableitung radioaktiver Stoffe mit 

Fortluft oder Abwasser aus kerntechnischen Anlagen lässt 

sich die Strahlenexposition der Bevölkerung in der Umgebung 

der Anlagen abschätzen. Dazu wird die Exposition für 

eine fiktive Referenzperson an den ungünstigsten Einwirkstellen 

gemäß Anlage VII, Teil A bis C der Strahlenschutzverordnung 

ermittelt, um sicherzustellen, dass der so ermittelte 

Referenzwert die reale Strahlenexposition von Einzelpersonen 

der Bevölkerung selbst im ungünstigsten Fall nicht 

unterschätzt. Für das Jahr 2004 wurden unter diesen Annahmen 

folgende Strahlenexpositionen in der Umgebung 

von Atomkraftwerken durch die Ableitung radioaktiver Stoffe 

mit der Fortluft oder mit dem Abwasser ermittelt *) (/BMU- 

04/): 

*) Werte < 0,1 µSv werden im Balkendiagramm als 0,1 µSv wieder- 

gegeben. 

Abb. 4.16 Strahlenexposition für das Jahr 2004 in der Umgebung 

von Kernkraftwerken durch Ableitung radioaktiver Stoffe 

mit der Fortluft für eine Referenzperson unter ungünstigsten 

Bedingungen (aus /BMU-04/) 

174

*) 

Werte < 0,1 µSv werden im Balkendiagramm als 0,1 µSv wiedergegeben. 

Abb. 4.17 Strahlenexposition für das Jahr 2004 in der Umgebung 

von Kernkraftwerken durch Ableitung radioaktiver Stoffe 

mit dem Abwasser für eine Referenzperson unter ungünstigsten 

Bedingungen (aus /BMU-04/) 

Die Abb. 4.16 und 4.17 zeigen als größten Wert für die effektive 

Jahresdosis 3 µSv für Erwachsene bzw. 5 µSv für 

Kleinkinder beim Kernkraftwerk Philippsburg, jeweils bedingt 

durch Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Fortluft. Die entsprechenden 

Werte aus den Ableitungen radioaktiver Stoffe 

mit dem Abwasser sind meist geringer. Der größte daraus 

resultierende Wert der effektiven Dosis beträgt 1,3 µSv für 

Kleinkinder am Standort Emsland. 

Ähnliche Werte erhält man auch für einschlägige Forschungszentren, 

wobei für 2004 der höchste Referenzwert 

der effektiven Dosis infolge Ableitung radioaktiver Stoffe mit 

der Fortluft mit 5 µSv für Erwachsene bzw. 8 µSv für Kleinkinder 

für das Forschungszentrum Jülich angegeben wird. 

Für die Ableitung radioaktiver Stoffe über das Abwasser 

weist das Forschungszentrum Rossendorf mit 22 µSv effektive 

Dosis für Erwachsene den höchsten errechneten Wert 

der betrachteten Forschungszentren auf. 

175

Für die Kernbrennstoff verarbeitenden Betriebe in Deutschland 

wird für 2004 als ungünstigster Referenzwert der effektiven 

Dosis infolge Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Fortluft 

3 µSv für Kleinkinder bzw. 1 µSv für Erwachsene beim 

Betrieb NUKEM in Hanau angegeben. Die durch Ableitungen 

von Alphastrahlern mit dem Abwasser bedingten Werte 

lagen in diesen Fällen jeweils bei weniger als 0,1 µSv effektive 

Dosis. 

Für das Endlager für radioaktive Abfälle Morsleben führt die 

Ableitung radioaktiver Stoffe mit der Abluft im Jahr 2004 unter 

den erwähnten ungünstigen Annahmen zu einer effektiven 

Dosis von 0,2 µSv für eine erwachsene Referenzperson, 

für Kleinkinder (Altersgruppe 1 bis 2 Jahre) bzw. für mit 

Muttermilch ernährte Säuglinge liegen die Werte bei 0,4 

bzw. 1,2 µSv pro Jahr. Die entsprechenden Werte infolge 

Ableitung mit dem Abwasser liegen in allen diesen Fällen 

unter 0,1 µSv pro Jahr. 

Zusammenfassend kann festgestellt werden, dass die Strahlenexposition 

durch reguläre Ableitungen radioaktiver Stoffe 

aus kerntechnischen Anlagen weniger als 10 µSv effektive 

Dosis pro Jahr für die Bewohner in der Nähe der Anlagen 

beträgt und damit deutlich kleiner ist als es der Schwankungsbreite 

der natürlichen Strahlenexposition in Deutschland 

entspricht. 

Strahlenexposition durch den Reaktorunfall von 

Tschernobyl 

Die Strahlenexposition durch die beim Reaktorunfall in 

Tschernobyl in Deutschland deponierten Radionuklide rührt 

heute fast ausschließlich von Cäsium-137 mit 30 Jahren 

Halbwertzeit her, die Radionuklide mit kürzerer Halbwertzeit 

sind schon weitgehend zerfallen. Das Bundesamt für Strahlenschutz 

kalkuliert mit einer externen Strahlenexposition 

von etwa 10 µSv effektive Dosis für das Jahr 2004 durch 

das im Boden deponierte Cs-137. Die Abschirmwirkung der 

Wände bei Aufenthalt in Gebäuden ist in dieser Abschätzung 

bereits berücksichtigt. 

Zur Abschätzung der Dosis infolge des mit der Nahrung aufgenommenen 

Cs-137 (Ingestion) wurden in Deutschland 

176

verzehrsfertige Menüs aus Kantinen, Heimen, Gaststätten 

und Krankenhäusern hinsichtlich ihres Aktivitätsgehalts vermessen. 

Mit knapp 1,5 µSv effektive Dosis pro Jahr ist dieser 

Beitrag vergleichsweise gering. In Gebieten mit höherer 

Radionukliddeposition nach dem Unfall, wie man sie südlich 

der Donau findet, können diese Werte bis zu einer Größenordnung 

höher sein. Die folgende Tabelle gibt einen Überblick 

über den zeitlichen Verlauf der mittleren effektiven Dosis 

in Deutschland durch den Reaktorunfall in Tschernobyl. 

Jahr Strahlenexposition 

extern 

(mSv/a) 

Strahlenexposition 

intern 

(mSv/a) 

gesamte 


1986 ca. 0,07 a) ca. 0,04 b) ca. 0,11 

1987 ca. 0,03 ca. 0,04 c) ca. 0,07 

1988 ca. 0,025 ca. 0,015 d) ca. 0,04 

1989 ca. 0,02 ca. 0,01 ca. 0,03 

1990 ca. 0,02 < 0,01 ca. 0,025 

1991- 

1993 

< 0,02 < 0,01 ca. 0,02 e) 

1994 < 0,02 < 0,01 < 0,02 

1995- 

1999 

< 0,015 < 0,001 < 0,02 

2000- 

2003 

< 0,01 0,001 < 0,015 

Tab. 4.3 Mittlere effektive Dosis durch den Reaktorunfall in 

Tschernobyl für Erwachsene in Deutschland in verschiedenen 

Zeiträumen (aus /BMU-03/) 

a) Im Münchner Raum um etwa den Faktor 4, im Berchtesgadener 

Raum um etwa den Faktor 10 höher; dies 

gilt in etwa auch für die folgenden Jahre 

b) In Bayern um etwa den Faktor 4, in Südbayern um etwa 

den Faktor 6 höher 

c) In Bayern um etwa den Faktor 3, in Südbayern um etwa 

den Faktor 6 höher 

d) Die regionalen Unterschiede sind nicht mehr so stark 

ausgeprägt wie in den Vorjahren 

e) Die mittlere effektive Dosis wird ab 1991 fast ausschließlich 

durch die Bodenstrahlung des deponierten 

Cs-137 verursacht 

177

Für einzelne Personen kann die individuelle Dosis insbesondere 

im südbayerischen Raum nach wie vor die in der 

Tabelle angegebenen Werte beträchtlich überschreiten. So 

wurden auch 2003 in einzelnen Nahrungsmitteln wie Blütenhonig, 

Waldbeeren oder Pilzen Cäsium-137-Aktivitäten von 

einigen hundert Becquerel pro Kilogramm Frischmasse 

nachgewiesen, der Mittelwert von im Rahmen eines BMU- 

Forschungsvorhabens analysierten 45 Wildschweinproben 

aus dem Bayerischen Wald lag sogar bei 3.900 Bq/kg Muskelfleisch, 

wobei Werte über 600 Bq/kg nicht mehr verkehrsfähig 

sind. Der Verzehr eines Nahrungsmittels mit einer Aktivität 

von 1.000 Becquerel Cs-137 würde zu einer effektiven 

Dosis von etwa 13 Mikrosievert insgesamt führen (d.h. auf 

die gesamte Lebenszeit hochgerechnet). 

Der Strontium-90-Gehalt der Nahrungsmittel blieb in letzter 

Zeit ziemlich konstant und verursachte eine effektive Dosis 

von ca. 2 µSv pro Jahr, wobei dieses Radionuklid zu mehr 

als 90 Prozent aus oberirdischen Kernwaffenversuchen der 

Fünfziger und Sechziger Jahre stammt und nur zu einem 

kleinen Teil aus dem Reaktorunfall von Tschernobyl. 

Strahlenexposition durch den Transport von radioaktiven 

Stoffen (Castor) 

Der Transport von radioaktiven Stoffen unterliegt strengen 

Bestimmungen hinsichtlich der zulässigen Strahlenexposition 

sowohl für die Bevölkerung als auch für das Begleitpersonal. 

Abgebrannte Brennelemente aus einem Kernreaktor, 

die in eine Zwischen- oder Endlagerstätte bzw. in eine Wiederaufbereitungsanlage 

transportiert werden, stellen die am 

stärksten emittierenden radioaktiven Frachten dar. Ihr 

Transport erfolgt in speziell konstruierten unfallsicheren 

Transportbehältern (z. B. CASTOR – Cask for Storage and 

Transport of Radioactive Material), die extremen mechanischen 

und thermischen Belastungen standhalten und strengen 

Sicherheitsanforderungen genügen müssen. Weiters 

darf in zwei Metern Abstand von der Fahrzeugoberfläche die 

Dosisleistung 0,1 mSv effektive Dosis pro Stunde nicht überschreiten, 

wobei die tatsächlich gemessenen Werte in 

der Regel eine Größenordnung unter diesem Grenzwert lagen. 

In umfangreichen Messkampagnen wurde die Personendosis 

von mehr als 1.000 Personen der Polizei- und Si- 

178

cherheitskräfte während ihres Einsatzes bei CASTOR- 

Transporten ermittelt, keiner der Messwerte fand sich oberhalb 

der Nachweisgrenze des Personendosimeters von 

0,1 mSv. Lediglich bei Dosimetern, die einige Stunden direkt 

an der Oberfläche des Containers fixiert waren, wurden 

Werte über der Nachweisgrenze registriert. 

Zusammenfassend kann festgestellt werden, dass nach bisher 

vorliegenden Ergebnissen und Sicherheitsanalysen 

beim Transport von radioaktiven Brennelementen keine nennenswerten 

Strahlenexpositionen für die polizeilichen Sicherheitskräfte 

oder die Bevölkerung aufgetreten sind und 

die Dosen für alle Beteiligten deutlich unter den vorgeschriebenen 

Grenzwerten lagen. 

Strahlenexposition durch Quellen in Industrie, Wissenschaft 

und Medizin 

In der Industrie kommen vor allem umschlossene radioaktive 

Quellen als auch Röntgenanlagen oder Beschleuniger 

zum Einsatz. Laut UNSCEAR /UNS-00/ ist die Strahlenexposition 

für die Beschäftigten generell gering. Im Folgenden 

sollen einige Anwendungsgebiete genannt werden. 

- Bestrahlungsanlagen 

Besonders hohe Dosen sind zur Sterilisation von medizinischen 

und pharmazeutischen Produkten erforderlich. Meist 

werden in Gamma-Bestrahlungsanlagen 60 Co- oder 137 Cs- 

Quellen verwendet, wobei die Bestückung der Anlagen wegen 

der extremen Dosen in unmittelbarer Umgebung der 

Quellen unter ganz speziellen Abschirm- und redundant 

ausgelegten Sicherheitseinrichtungen zu erfolgen hat. Der 

Betrieb selbst benötigt nur wenig Bedienpersonal, die Strahlenexposition 

ist niedrig. 

- Zerstörungsfreie Materialprüfung 

Die zerstörungsfreie Materialprüfung verwendet sowohl umschlossene 

radioaktive Quellen als auch Röntgenanlagen. 

Spezielle Sicherheitsvorschriften und Schutzmaßnahmen 

gewährleisten bei korrekter Handhabung, dass die Strahlenexposition 

des Personals sowohl bei fest installierten Anlagen 

als auch beim variablen Einsatz auf Bau- oder Monta- 

179

gestellen im üblichen niedrigen Dosisbereich für beruflich 

strahlenexponierte Personen liegt. 

- Leuchtziffern (Lumineszenz) 

Radioaktive Stoffe in Lumineszenzmaterialien für Leuchtziffern 

stellen eine der ältesten Anwendungsgebiete ionisierender 

Strahlung dar. Im Gegensatz zu früher, als man Radium 

unter absolut unzureichenden Sicherheitsvorkehrungen 

gehandhabt hat, trägt dieser Industriezweig heute kaum 

noch zur Strahlenexposition des Personals bei. Meist verwendet 

man Tritium-haltige Leuchtfarben oder Tritium als 

Gas eingeschlossen in mit phosphoreszierendem Material 

ausgekleidetem Glas, die jedoch im Konsum-Bereich in 

Deutschland nicht zugelassen sind. 

- Radioisotope – Produktion und Versand 

Radioisotope finden in vielen Industriezweigen Anwendung, 

zum Beispiel für Füllstands- oder Schichtdickenmessungen 

oder zur Präzisionsuntersuchung des Verschleißes von Maschinenteilen 

nach radioaktiver Markierung ihrer Oberfläche. 

Die Strahlenexposition der in Produktion und Versand Beschäftigten 

stammt größtenteils von außen, in Einzelfällen 

ist die Inkorporation von Radionukliden von Bedeutung. 

- Bohrlochmessungen („Well Logging“) 

Für geophysikalische Bohrlochmessungen kommen sowohl 

Gammastrahler als auch Neutronenquellen zum Einsatz. 

Wenngleich für dieses Einsatzgebiet keine detaillierten Angaben 

der Einzeldosen vorliegen, kann der Beitrag zur von 

der Industrie verursachten Strahlenexposition auf weniger 

als 10 % geschätzt werden. /UNS-00/ 

- Beschleuniger 

Der Hauptbeitrag zur Strahlenexposition von Beschleunigern 

im Forschungsbereich entstammt den Aktivierungsprodukten 

in der unmittelbaren Umgebung der Targets. Die größten 

Dosen treten bei der Wartung, Reparatur oder bei Umbauten 

der Anlagen auf. 

- Medizinische Strahlenexposition 

Betrachtet man die im medizinischen Bereich applizierte 

Dosis, so muss man zweifelsfrei die Strahlentherapie an erster 

Stelle nennen. Die Anwendung der Strahlentherapie be- 

180

schränkt sich auf einen kleinen, schwer erkrankten Teil der 

Bevölkerung *) mit dem Ziel, durch hohe Dosen im Tumorbereich 

die bösartig veränderten Zellen zu zerstören. Da bei 

derart hohen Dosen eindeutig die deterministische Wirkung 

im Vordergrund steht, verliert das Konzept der effektiven 

Dosis, das ausschließlich auf stochastische Schäden abzielt, 

seine Gültigkeit. Eine Mittelung der therapeutisch verabreichten 

Dosen über die Gesamtbevölkerung ist daher 

nicht geeignet, die therapeutische Strahlenexposition zu 

charakterisieren. 

Dies gilt nicht für die Anwendung ionisierender Strahlung im 

Rahmen der Diagnostik. Für Röntgenuntersuchungen oder 

in der nuklearmedizinischen Diagnostik kann man aus der 

effektiven Dosis einen vernünftigen Anhaltspunkt zum Vergleich 

der strahlenbedingten Risiken ableiten. Der entscheidende 

Vorteil der effektiven Dosis besteht zweifelsfrei darin, 

Teilkörperexpositionen mit unterschiedlichen Expositionsbedingungen, 

wie sie in der Röntgen- oder nuklearmedizinischen 

Diagnostik vorliegen, mit einer Dosisangabe charakterisieren 

und hinsichtlich des Risikos vergleichen zu können, 

wenngleich das Konzept der effektiven Dosis nicht vorbehaltlos 

anzuwenden ist. So kann das Konzept nicht den 

mitunter für den Behandlungserfolg entscheidenden Nutzen 

der jeweiligen Untersuchung berücksichtigen. Ebenso findet 

die unterschiedliche Altersverteilung von medizinisch strahlenexponierten 

Patienten und der Gesamtbevölkerung im 

Konzept der effektiven Dosis keine Entsprechung, genauso 

wie die Tatsache, dass viele (oft dosisintensive) Untersuchungen 

vornehmlich schwer kranke Personen betreffen, für 

die das strahlenbedingte Krebsmortalitätsrisiko angesichts 

ihres krankheitsbedingten Sterberisikos und der langen Latenzzeiten 

bis zum Auftreten der meisten Malignome deutlich 

geringer ist als bei der gleichen Altersgruppe der Normalbevölkerung. 

Diese Aspekte dürfen insbesondere beim 

Vergleich der auf die Gesamtbevölkerung umgelegten Do- 

*) In Deutschland werden etwa 220.000 Personen jährlich mit ionisierender 

Strahlung behandelt, ca. 20.000 davon durch Brachytherapie 

(Bezugsjahr 2001) 

181

sen der medizinischen Strahlenexposition und der natürlichen 

Umgebungsstrahlung nicht unbeachtet bleiben. 

Der folgenden Tabelle 4.4 sind typische Dosiswerte für häufige 

Röntgenuntersuchungen zu entnehmen. Die Werte beziehen 

sich auf einen Standardpatienten von 70 kg ± 5 kg, 

dickere Patienten haben bei Untersuchungen im Körperstammbereich 

mit höheren Dosen zu rechnen, entsprechend 

einer Halbwertschichtdicke von etwa 3 cm bezogen auf 

Weichteilgewebe und typische Röntgenstrahlenqualitäten im 

Diagnostikbereich. 

Untersuchungsart Effektive 

Dosis [mSv] 

Untersuchungen mit Röntgenaufnahmen 

Zahnaufnahme � 0,01 

Extremitäten (Gliedmaßen) 0,01–0,1 

Schädelaufnahme 0,03–0,1 

Halswirbelsäule in 2 Ebenen 0,1–0,2 

Brustkorb (Thorax), 1 Aufnahme 0,02–0,08 

Mammographie beidseits in je 2 Ebenen 0,2–0,6 

Brustwirbelsäule in 2 Ebenen 0,5–0,8 

Lendenwirbelsäule in 2 Ebenen 0,8–1,8 

Beckenübersicht 0,5–1,0 

Bauchraum (Abdomenübersicht) 0,6–1,1 

Röntgenuntersuchungen mit Aufnahmen und Durchleuchtung 

Magen 6–12 

Darm (Dünndarm bzw. Kolonkontrast- 

10–18 

einlauf) 

Galle 1–8 

Harntrakt 2–5 

Bein-Becken-Phlebographie 0,5–2 

Arteriographie und Interventionen 

CT-Untersuchungen 

10–30 

Kopf 2–4 

Wirbelsäule / Skelett 2 –11 

Brustkorb (Thorax) 6–10 

Bauchraum (Abdomen) 10 –25 

Tab. 4.4 Bereiche mittlerer Dosiswerte einiger Röntgenuntersuchungen 

(bezogen auf Standardpatienten von 70 ± 5 kg Körpergewicht) 

(aus /BMU-03/) 

182

Im Jahr 2001 wurden in Deutschland etwa 147 Millionen 

Röntgenuntersuchungen durchgeführt, womit die Anzahl der 

Untersuchungen seit 1996 annähernd konstant bei etwa 1,8 

Untersuchungen pro Einwohner geblieben ist. Ebenso lässt 

die relative Häufigkeit der verschiedenen Untersuchungsverfahren 

nur wenig Veränderung erkennen, wobei in den vergangenen 

Jahren eine stete Zunahme der CT-Untersuchungen 

um etwa 7 % pro Jahr sowie ein geringer Rückgang der 

konventionellen Untersuchungen im Bauchraum am auffälligsten 

waren. Auf die Bevölkerung hochgerechnet liegt die 

effektive Dosis durch röntgendiagnostische Maßnahmen bei 

1,8 mSv pro Jahr und Einwohner (Bezugsjahr 2001). 

Die folgenden Abbildungen zeigen die Häufigkeit der einzelnen 

Röntgenuntersuchungen sowie den Anteil an der kollektiven 

effektiven Dosis in Deutschland für das Jahr 2001. 

Mammographie 

5 % 

Verdauungsu. 

Harntrakt 

4 % 

Arteriographie, 

Intervention 

Zähne 

34 % 

2 % 

CT 

6 % 

Sonstige 

3 % Thorax 

15 % 

Skelett 

35 % 

Abb. 4.18 Relative Häufigkeit von Röntgenuntersuchungen in 

Deutschland 2001 

183

Sonstige 

2 % 

Abb. 4.19 Relativer Anteil an der kollektiven effektiven Dosis 

von Röntgenuntersuchungen in Deutschland 2001 

Für die meisten nuklearmedizinischen Untersuchungen werden 

vom Bundesamt für Strahlenschutz mittlere effektive 

Dosen zwischen 5 mSv und 10 mSv angegeben (/BMU-02/), 

abgesehen von Nierenuntersuchungen (0,7 mSv) und 

Schilddrüsenszintigraphien (0,9 mSv). Im Bericht /UNS-00/ 

finden sich etwas niedrigere Werte. In den Jahren 1996 bis 

2000 wurden etwa 47 nuklearmedizinische Untersuchungen 

pro 1.000 Einwohner jährlich durchgeführt mit einer hochgerechneten 

effektiven Dosis von 0,14 mSv pro Jahr und Einwohner. 

Die nominelle Strahlenexposition der Bevölkerung 

in Deutschland durch Röntgendiagnostik und nuklearmedizinische 

Untersuchungen lässt sich damit auf etwa 1,9 mSv 

effektive Dosis jährlich pro Einwohner schätzen. 

Berufliche Strahlenexposition 

Gemäß § 40 der Strahlenschutzverordnung bzw. § 35 der 

Röntgenverordnung unterliegen alle Personen, die mit radioaktiven 

Stoffen umgehen, Röntgenstrahlen anwenden 

oder an anderen Anlagen zur Erzeugung ionisierender 

Strahlung tätig sind und sich dabei im Kontrollbereich aufhalten, 

der physikalischen Strahlenschutzüberwachung. In 

der Regel erfolgt die Strahlenschutzüberwachung durch 

Personendosimeter, die von amtlichen Personendosismessstellen 

ausgegeben und ausgewertet werden. Besteht die 

Möglichkeit der Inkorporation radioaktiver Stoffe, kann die 

184 

Thorax 

9 % 

Skelett 

11 % 

Zähne 

0,2 

% 

Verdauungsu. 

Harntrakt 

11 % Mammographie 

2 % 

Arterio- 

graphie, Intervention 

18 % 

Computer-Tomographie 

47 %

effektive Dosis durch spezielle Messverfahren wie Ganzkörperzähler 

oder Ausscheidungsmessungen ermittelt werden. 

Im Jahr 2004 lag der Jahresmittelwert der mehr als 313.000 

in Deutschland überwachten Personen bei 0,13 mSv, für 

mehr als 262.000 der Überwachten war keine Dosis nachweisbar. 

Das folgende Diagramm (Abb. 4.20) gibt einen 

Überblick über die Verteilung der Jahrespersonendosen der 

beruflich strahlenexponierten Personen einschließlich des 

fliegenden Personals für das Jahr 2004 (/BMU-04/) 

Abb. 4.20 Verteilung der Jahrespersonendosen beruflich strahlenexponierter 

Personen im Jahr 2004 

4.4 Problematik epidemiologischer Studien 

zur Strahlenexposition der Bevölkerung (Fall- 

Kontroll-Studien) 

Epidemiologie beschäftigt sich mit der wissenschaftlichen 

Untersuchung von Faktoren, die die Gesundheit (z. B. toxische 

Stoffe, ionisierende Strahlung) und die Krankheit (z. B. 

Suche nach optimalen Heilverfahren) von Individuen und 

von menschlichen Populationen beeinflussen können. Sie 

dient als Grundlage für Interventionen im Interesse der öffentlichen 

Gesundheit und der Vorsorgemedizin, aber auch 

185

der Verbesserung von medizinischen diagnostischen und 

therapeutischen Verfahren. Epidemiologen versuchen deshalb 

u. a. möglichst unverfälschte Beziehungen zwischen 

einer vorherigen Exposition durch eine toxische Substanz, 

ein Spektrum von Nahrungsmittel, von Stressfaktoren, Viren, 

ionisierende Strahlung, einem Medikament, einer Therapiemaßnahme, 

etc. und gesundheitlichen Konsequenzen zu erkennen. 

Die dabei durchgeführten Studienarten können als beschreibend, 

analytisch oder experimentell klassifiziert werden. 

Epidemiologen arbeiten immer in einem Dreieck aus a) 

betrachteter Person, b) Agens und c) Umwelt um diese 

Person. Nicht immer lassen sich diese drei Punkte eindeutig 

voneinander trennen. So wird z. B. ein Zigaretten- 

(Agens)raucher nicht nur die Verdickung seiner (Person) 

Schleimschicht in der Lunge bewirken, sondern auch durch 

die emittierten Aerosolteilchen in seiner Umwelt die Exposition 

durch partikelgebundene Radonfolgeprodukte verändern. 

Es gibt verschiedene Arten von epidemiologischen Studien, 

für die es wissenschaftliche Standards gibt. Bei so genannten 

Fall-Kontrollstudien werden zu jeder erkrankten Person 

ein bis zwei Kontrollpersonen nach dem Zufallsprinzip gesucht, 

die aber im Alter, Geschlecht und anderen wichtigen 

Faktoren sehr ähnlich sind. Für die mathematische Korrelationsrechnung 

muss die Exposition der Individuen bekannt 

sein. Bei Kohortenstudien vergleicht man Bevölkerungsgruppen, 

von denen eine Gruppe als belastet oder exponiert 

bezeichnet wird. Betrachtet man einen zurückliegenden Zeitraum, 

spricht man von retrospektiven Studien, bei denen die 

methodische Schwierigkeit in der Erfassung der Exposition 

liegt. Bei prospektiven Studien kann die Exposition für die 

kommende Zeit genau bestimmt werden, aber das Personenkollektiv 

kann sich ändern. Der "Gold-Standard" eines 

Studiendesigns ist die doppelt blinde, prospektive, randomisierte 

Kontrollstudie. Dieser wird gefolgt von der Kohortenstudie. 

Um aber mit einer dieser beiden Methoden bei sehr 

seltenen Ereignissen zu statistisch signifikanten Fallzahlen 

zu kommen, werden sehr große Populationen benötigt (in 

der außergewöhnlich großen und lang andauernden Kohortenstudie 

der Atombombenüberlebenden von Hiroshima und 

186

Nagasaki sind in einer Population von etwa 80 000 Überlebenden 

in den über 50 Beobachtungsjahren bislang gerade 

etwas über 500 zusätzliche Krebsfälle aufgetreten für beide 

Städte, beide Geschlechter, alle Jahre seit der Exposition, 

alle Tumorarten und alle Geburtsjahrgänge). Wenn die Entwicklung 

des Gesundheitseffektes eine lange Zeit benötigt, 

müssen diese großen Populationen über eine lange Zeit 

wissenschaftlich beobachtet werden. Dies kann auch zu vielen 

"Verlusten" (z. B. durch unbekanntem Verzug) führen. 

Epidemiologische Studien, die über viele Beobachtungsjahre 

mit großen Kollektiven durchgeführt werden, führen zu 

hohen Gesamtkosten. 

Schneller und viel billiger sind da Fall-Kontroll-Studien. Hierbei 

handelt es sich um rückblickende (retrospektive) Untersuchungen 

einerseits einer Stichprobe erkrankter Personen 

(Fälle) und andererseits einer Stichprobe gesunder Personen 

(Kontrollen), die ansonsten in möglichst allen anderen 

relevanten Werten/Eigenschaften mit den Werten/Eigenschaften 

der jeweils zugeordneten Fallperson übereinstimmen 

sollten. Für beide Personengruppen wird nun untersucht, 

ob in der Vergangenheit Unterschiede in der Art und 

dem Ausmaß der Exposition durch ein hypothetisches 

Agens vorlagen. Dies sollten möglichst die einzigen Unterschiede 

sein. Finden sich signifikante Unterschiede, kann 

eine Korrelation/Assoziation zwischen dem Risiko-Agens 

und der Erkrankung vorliegen. Man darf allerdings deswegen 

keinesfalls auf eine Ursache-Wirkungs-Beziehung für 

dieses Agens und diese Erkrankung schließen. Allenfalls 

sollten dann robustere und umfassendere Studien der beiden 

weiter oben genannten Arten zu diesem Thema durchgeführt 

werden, um den Verdacht zu erhärten oder entkräften. 

Fall-Kontroll-Studien haben zu einer Reihe wichtiger epidemiologischer 

Entdeckungen und Fortschritte geführt. Das 

klassische Beispiel für eine erfolgreiche Fall-Kontroll-Studie 

ist die Aufdeckung der Korrelation zwischen Zigarettenrauchen 

und Lungenkrebs durch Sir Richard Doll (Doll u. Hill, 

1954). Mittels einer Fall-Kontroll-Studie konnte Doll eine statistisch 

signifikante Assoziation zwischen beiden feststellen. 

Aber erst die Ergebnisse einer daraufhin durchgeführten 

prospektiven doppelten Blindstudie ergab die notwendige 

187

Sicherheit über diese Ursache-Wirkungsbeziehung, die für 

ernste Schlussfolgerungen aus diesem Verdacht unbedingt 

nötig war. 

Die Verdienste von Fall-Kontroll-Studien durch Hinweise auf 

Assoziationen, zu denen genauere Studien durchgeführt 

werden sollten, haben aber leider auch zu unberechtigt großem 

Vertrauen in ihre Aussagekraft und in der Folge auch 

zu einem Verlust ihrer Glaubwürdigkeiten geführt hat (z. B. 

bei Studien zu Hormonersatztherapie und Herzkreislauferkrankungen 

(Lawlor et al. 2004, Pettiti 2004, Stampfer et al. 

2004), Sicherheitsgewinn durch Fahrradhelme). Schuld haben 

wohl hauptsächlich Missverständnisse über die Natur 

und Grenzen (z. B. wegen des Einflusses der durchführenden 

Person bei Spezifikationen, investigation, selection and 

recall biases) eines derartigen Studiendesigns. 

In dieser Stelle soll kurz die Problematik in epidemiologischen 

Studien betrachtet werden, die in der Quantifizierung 

der Strahlenexposition (und nicht die der Strahlenwirkung) 

bestehen und dies insbesondere für Fall-Kontroll- Studien. 

Strahlenepidemiologische Studien wurden durchgeführt für 

eine Vielzahl exponierter Gruppen (UNSCEAR 2000) u. a. 

- der Atombombenüberlebenden von Hiroshima und Nagasaki, 

- der beruflich strahlenexponierten Radiologen, 

- der beruflich strahlenexponierten Arbeiter in vielen kerntechnischen 

Anlagen , 

- von durch den Reaktorunfall von Tschernobyl höher exponierten 

Arbeitern und Personen in der allgemeinen 

Bevölkerung, 

- von Bevölkerungsgruppen, die höher dem natürlichen Edelgas 

Radon und seinen Folgeprodukten exponiert sind, 

- von Bevölkerungsgruppen, die im Bereich des russischen 

Flusses Techa gelebt haben, in den nach dem Zweiten 

Weltkrieg für längere Zeit größere Mengen an Radioaktivität 

aus der Wiederaufarbeitungsanlage MAJAK abgeleitet 

wurden, 

- von weiteren Bevölkerungsgruppen, die in Bereichen gelebt 

haben in denen die Explosion eines großen Lager- 

188

tanks bei Kyschtym am 29.09.1957 und die Verteilung von 

Radionukliden durch einen Wirbelwind aus dem vertrockneten 

See Karachay (benutzt als offene Deponie für radioaktives 

Material) im Sommer 1967 zur Kontaminierung von 

Tausenden von Quadratkilometern und geringfügiger Exposition 

von Hunderttausenden von Menschen geführt hat, 

- von Bevölkerungsgruppen, die um tatsächliche oder geplante 

Standorte von kerntechnischen Anlagen leben, 

- von Personen, die aus diagnostischen Gründen mit Röntgenstrahlung 

oder Radioisotopen medizinisch untersucht 

wurden, 

- von Personen, die aus therapeutischen Gründen mit externer 

ionisierender Strahlung oder mit Radionukliden exponiert 

wurden, 

- etc., etc. 

Zumeist waren die Häufigkeiten von Krebs- und Leukämieerkrankungen 

die studierten Wirkungen, aber auch andere 

medizinische Endpunkte (fruchtschädigende – teratogene – 

Wirkungen, nicht-Krebserkrankungen, Lebenserwartung) 

wurden vereinzelt epidemiologisch untersucht. 

In praktisch allen Fällen mussten retrospektiv die früheren 

externen und internen Strahlenexpositionen für viele Personen 

möglichst genau abgeschätzt werden. Zu diesem Themenkreis 

und über die in der Praxis erreichbare Genauigkeit 

hat die ICRU für die verschiedensten wissenschaftlichen 

Möglichkeiten (Orts-, Personen-, biologische Dosimetrie, radioökologische 

Rechenmodelle, etc.) einen ausführlichen 

Bericht veröffentlicht (ICRU 2002). Dabei ist sie zu dem Ergebnis 

gekommen, dass derartige retrospektive Abschätzungen 

der individuellen Strahlenexpositionen insbesondere 

in dem Fall niedriger, zusätzlicher externer Strahlenexpositionen 

mit sehr großen Unsicherheiten verbunden sein können. 

Für den Fall interner Strahlenexpositionen ergibt sich 

eine noch größere Unsicherheit durch die Tatsache, dass 

zum einen die von der ICRP für Referenzpersonen publizierten 

Dosis-Konversions-koeffizienten für Inhalation und Ingestion 

für viele Radionuklide von Tierdaten ausgehend für 

den Menschen geschätzt werden müssen und zum zweiten 

hier eine noch größere individuelle natürliche Variabilität im 

189

Metabolismus als in der Geometrie bei der externen Bestrahlung 

besteht. Außerdem bestehen über die Höhe der 

Aufnahmerate verschiedener Nahrungsmittel und deren 

Herkunftsorte in längst vergangenen Zeiten, sowie über die 

örtlichen Aufenthaltsgewohnheiten sehr große Quantifizierungsunsicherheiten. 

Für das für die Bevölkerung wichtige, überall vorkommende 

(ubiquitäre) Agens Radon (7) und seine Folgeprodukte ergeben 

sich zusätzliche messtechnische Schwierigkeiten. 

Üblicherweise können nur ortsdosimetrische Daten für Konzentrationen 

an natürlichem Edelgas Radon erhoben werden 

und dies meist nicht einmal für die Zeit der täglich ca. 

10 Stunden Aufenthalt außerhalb des eigenen Hauses. Für 

die epidemiologischen Studien wären aber individuelle Personendosen 

durch die an den Aerosolteilchen der Atemluft 

anhaftenden und nicht anhaftenden (unattached fraction) 

Folgeprodukte seines radioaktiven Zerfalls nötig. Letztere 

zeichnen nach mechanistischen Organ-Dosisabschätzungen 

für ca. 90 % der Lungenexposition verantwortlich, das Gas 

nur für ca. 10 %. Das Verhältnis von Gas- zu Folgeproduktkonzentration 

hängt u. a. vom Lüftungsverhalten in einem 

Raum, seiner Möblierung und der variablen Aerosol-Teilchen-Konzentration 

in der Luft, die durch Raucher (ca. 95 % 

der Lungenkrebserkrankungen treten bei Rauchern auf), 

Kerzen, Klimaanlagen, etc. stark beeinflusst wird. 

Für entsprechende Fall-Kontroll-Studien wären diese individuellen 

Expositionsdaten retrospektiv zumindest für die letzten 

dreißig Jahre, jeweils zu den damaligen Lebensbedingungen 

zu bestimmen. Darüber hinaus ist dabei eine Genauigkeit 

notwendig, die Unterschiede in zeitlich differentiellen 

und integralen Expositionen zu anderen Personen erkennen 

lassen würden. Die zeitliche Differenzierung ist auch 

deshalb notwendig, da gegenwärtig keine ausreichend abgesicherten 

theoretischen Strahlenkrebs-Entstehungsmodelle 

existieren, die die relative Gewichtung von historischen 

Expositionswerten hinsichtlich des zeitabhängigen Risikos 

einer Erkrankung eines exponierten Organs erlauben würden. 

Eine genaue Expositionsquantifizierung wäre nötig, da im 

Niedrigdosisbereich epidemiologische Studien zudem schon 

190

durch kleine Unterschiede in den Parametern (wie z. B. genetischer 

Untergrund, Lebensweise, andere Agentien, etc.), 

die nicht gemessen werden, von höher und geringer exponierten 

Personen verfälscht werden können. Diese Personen 

führen jeweils ein normales Leben und leben nicht unter 

eng und stark kontrollierten experimentellen Bedingungen 

(z. B. "SPF" - specific pathogene free environment") in einem 

Labor. Deshalb haben Studien insbesondere im Niedrigdosisbereich 

ein großes Potential für falsch-negative oder 

falsch-positive Assoziationen und für eine substantielle 

Überschätzung der wahren Größe von Risiken (Land, 1980). 

Zusammenfassend ist festzustellen, dass es aus prinzipiellen 

Gründen, die zu einem großen Teil in der oben angesprochenen 

Problematik der methodisch unvermeidbaren 

(inhärenten) Unsicherheiten bei der Expositionsabschätzung 

liegen, nicht erwartet werden kann, dass die möglichen 

gesundheitlichen Wirkungen niedriger Strahlendosen 

(< 10 mSv) mit Hilfe von in diesem Dosis-Bereich durchgeführten 

epidemiologischen Studien quantifiziert werden können. 

Hier ist Fortschritt nur vom besseren mechanistischen 

Verständnis der molekularen, zellulären und systemaren 

Vorgänge in betroffenen Organen bei Störungen des Funk- 

tionsgleichgewichts (der Homöostase) durch niedrige Strahlendosen 

zu erhoffen. 

191

4.5 Literatur: 

DOE-Low Dose Programme. http://lowdose.tricity.wsu.edu. 

EU-Low Dose Programme. http://www.riscrad.org. 

Bundesanzeiger (1990). Allgemeine Verwaltungsvorschrift 

zu § 45 StrlSchV: Ermittlung der Strahlenexposition durch 

die Ableitung radioaktiver Stoffe aus kerntechnischen Anlagen 

und Einrichtungen. BAnz (/BUA-90/) 64a: 1. 

Bundesministerium für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit 

(2002). Umweltradioaktivität und Strahlenbelastung. 

Jahresbericht 2002 (/BMU-02/). 



Jahresbericht 2003 (/BMU-03/). 



Jahresbericht 2004 (Parlamentsbericht) (/BMU-04/). 

Doll, R. and A. B. Hill (1954). The mortality of doctors in 

relation to their smoking habits. Brit Med Journal 228: 

1451-1455. 

Ehrhardt, J., J. Brown, et al. (1997). RODOS: Decisionmaking 

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Koelzer, W. (2006). Die Strahlenexposition des Menschen. 

Informationskreis Kernenergie. (/KOE-06/). 

http://www.kernenergie.de/documentpool/ik_strahlenexp_01 

_2006zw.pdf. Berlin. 

192

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coronary heart disease conundrum: is this the 

death of observatorial epidemiology? Int J Epidermiology 33: 

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Matthies, M., K. Eisfeld, et al. (1982). Simulation des Transfers 

von Radionukliden in landeswirtschaftlichen Nahrungsketten. 

GSF-Bericht. Neuherberg, GSF-Forschungszentrum 

für Umwelt und Gesundheit: 882. 

Müller, H., G. Pröhl (1993). ECOSYS-87: A Dynamic Model 

for Assessing Radiological Consequences of Nuclear Accidents. 

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Pettiti, D. (2004). Hormone replacement therapy and coronary 

heart disease. Int J Epidemiology 33: 461-463. 

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445-453. 


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Karlsruhe, Kernforschungszentrum. 



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Zähringer, M., G. Pfister (1998). Representativeness and 

comparability of dose rate measurements: Description of 

site-specific uncertainties and data bias. Kerntechnik 

63: 178-184. 

193

5. Strahlenschutz und gesetzliche Vorschriften 

5.1 Planung und Durchführung des praktischen 

Strahlenschutzes 

Der Zweck des Strahlenschutzes ist es, die Exposition von 

Mensch und Umwelt mit ionisierender Strahlung so gering 

wie möglich zu halten. Insbesondere hat der Betreiber einer 

Anlage, in der mit radioaktiven Substanzen umgegangen 

wird, dafür Sorge zu tragen, dass die Radionuklide nicht in 

die Umwelt gelangen. 

Schutz vor äußerer Exposition 

Die wichtigsten Verhaltensregeln zur Verringerung der äußeren 

Strahlenexposition sind die drei „A“ des Strahlenschutzes: 

- Abstand 

- Abschirmung 

- Aufenthaltszeit im Strahlungsfeld. 

Den Abstand von der Strahlenquelle zu vergrößern, ist immer 

die erste Schutzmaßnahme und meistens einfach zu 

realisieren. Für einen isotrop strahlenden punktförmigen 

Strahler im Vakuum verringert sich die Dosis bei Verdoppelung 

des Abstandes zur Strahlenquelle auf ein Viertel, oder 

allgemein: die Dosis ist umgekehrt proportional zum Quadrat 

des Abstandes. Dies wird als Abstandsquadratgesetz bezeichnet. 

Das Abstandsquadratgesetz ist rein geometrischer natur. Es 

lässt sich am einfachsten anhand der Abb. 5.1 erklären. Bei 

einem divergierenden Strahl deckt die rechteckige Fläche im 

Abstand 1r einen bestimmten Teil des Strahlungsfeldes ab. 

Beim doppelten Abstand 2r werden nach dem Strahlensatz 

vier solcher Flächenstücke benötigt um dasselbe Strahlenbündel 

abzudecken. Wegen der Erhaltung der Strahlungsenergie 

entfällt auf jedes dieser Flächenstücke nur noch ein 

Viertel der Dosis. Beim dreifachen Abstand 3r sind es dann 

schon 9 Flächenstücke, die Dosis verringert sich auf ein 

Neuntel. 

194

Abb. 5.1 Das Abstandsquadratgesetz 

In der Praxis kann das Abstandsquadratgesetz für viele 

Strahlenquellen in Luft mit ausreichender Genauigkeit angewendet 

werden. Eine Strahlenquelle kann als punkförmig 

angesehen werden, wenn ihre räumliche Ausdehnung sehr 

viel kleiner ist als der zu betrachtende Abstand. Für Strahlenquellen, 

die nicht als Punkförmig angesehen werden 

können (z. B. Linienquellen), oder für stark kollimierte Strahlung 

ist dieses Gesetz nicht gültig. Ebenso muss für Alphastrahlung 

auch die beträchtliche Abschirmwirkung der Luft 

(Reichweite in Luft nur wenige Zentimeter) in Betracht gezogen 

werden. 

Eine wichtige Konsequenz des Abstandquadratgesetzes ist 

die Verwendung von Pinzetten beim Arbeiten mit radioaktiven 

Stoffen. Eine gewöhnliche Pinzette vergrößert den Abstand 

der Quelle zur Hand von 1 mm auf 10 cm (Faktor 100) 

und verringert die Hautdosis auf ein Zehntausendstel. 

Die zweite wichtige Schutzmaßnahme ist die Abschirmung 

der ionisierenden Strahlung. Je nach Strahlenart und Strahlenqualität 

muss eine geeignete Abschirmung gewählt werden. 

195

Alpha- und Betastrahlung sind relativ leicht abzuschirmen 

(Alphastrahlung: Blatt Papier, Betastrahlung: einige cm Plexiglas, 

vgl. Kapitel 1.2). Prinzipiell kann zur Abschirmung jedes 

Material verwendet werden, solange es nur genügend 

dick ist. Bei der Abbremsung von geladenen Teilchen (�, ß) 

in Materie entsteht allerdings Bremsstrahlung. Gerade bei 

Betastrahlung darf die Bremsstrahlung nicht vernachlässigt 

werden. Die Intensität der Bremsstrahlung nimmt annähernd 

proportional mit der Kernladungszahl Z des Abschirmmaterials 

zu. Idealerweise sollte die Abschirmung von Betastrahlung 

daher aus zwei Komponenten bestehen: die erste 

Schicht aus einem niedrig Z Material (z. B. Plexiglas) zur 

vollständigen Abschirmung der Betateilchen, die zweite 

Schicht aus einem hoch Z Material (z. B. Blei oder Wolfram) 

zur Abschirmung der entstandenen Bremsstrahlung. 

Zur Abschirmung von Gamma- und Röntgenstrahlung ist ein 

Material von hoher Dichter und hoher Ordnungszahl am 

besten geeignet. Gängige Materialien sind Blei, Wolfram 

oder Schwerbeton. Neuere Untersuchungen zeigen, dass 

unter gewissen Voraussetzungen auch körniger Gips geeignet 

ist. Das Spektrum der benötigten Abschirmdicken reicht 

je nach Energie und Intensität der Strahlung von einigen 

Zehntel Millimetern Blei in Röntgenschürzen in der Medizin 

über Zentimetern bei typischen Radionukliden in der Nuklearmedizin 

(I-131, F-18) bis zu Meter dicken Betonwänden in 

Kernreaktoren oder Teilchenbeschleunigern. Bei letztern 

beiden handelt es sich allerdings auch um eine Kombination 

aus Neutronen- und Gammastrahlung bzw. Protonen- und 

Gammastrahlung. 

Die dritte Verhaltensregel ist die Minimierung der Aufenthaltszeit 

im Strahlungsfeld. Die Dosisreduktion durch diese 

Vorsichtsmaßnahme ist leicht einzusehen. Die Halbierung 

der Expositionszeit halbiert ebenfalls die absorbierte Dosis. 

Eine einfache Maßnahme hierzu ist die gute Vorbereitung 

jeglicher Arbeiten in Strahlungsfeldern. Die Arbeitszeit selber, 

z. B. Reparaturmaßnahmen oder radiochemische Analysen 

oder Synthesen, kann nur in den seltensten Fällen 

verkürzt werden. Allerdings sollten Verzögerungen durch 

das Beschaffen benötigter Werkzeuge und Hilfsmittel vermieden 

werden. 

196

Ionisierende Strahlung ist mit den menschlichen Sinnen 

nicht wahrnehmbar. So weiß zwar der Verursacher eines 

erhöhten Strahlungspegels (Einschalten eines Beschleunigers 

/ einer Röntgenröhre, Herausnehmen eines radioaktiven 

Präparats aus der Abschirmung) von der möglichen Gefährdung, 

nicht aber seine Mitarbeiter, geschweige denn der 

zufällige Passant. Zu diesem Zweck sieht der Gesetzgeber 

die Einrichtung von gekennzeichneten Strahlenschutzbereichen 

vor. Je nach möglicher Jahresdosis bzw. Dosisleistung 

sind dies der Überwachungsbereich, der Kontrollbereich und 

der Sperrbereich. Außerhalb des Betriebsgeländes können 

keine Strahlenschutzbereiche ausgewiesen werden. Daher 

hat der Betreiber einer Einrichtung, in der ionisierende 

Strahlung erzeugt wird oder in der mit radioaktiven Substanzen 

umgegangen wird, dafür zu sorgen, dass außerhalb des 

Betriebsgeländes eine über dem Grenzwert erhöhte Dosisleistung 

ausgeschlossen ist. 

Die Zuweisung der Strahlenschutzbereiche und der Nachweis, 

dass keine Gefährdung der übrigen Bevölkerung besteht, 

erfolgt anhand eines Strahlenschutzplans. Bei dessen 

Aufstellung müssen die Äquivalentdosen aller Strahlenquellen 

unter Berücksichtigung des Abstands und der Abschirmung 

addiert werden. Bei innerbetrieblichen Strahlenschutzbereichen 

kann auch die eingeschränkte Aufenthaltszeit 

der Mitarbeiter in diesen Bereichen in Betracht gezogen 

werden. Außerhalb des Betriebsgeländes muss allerdings 

von einem Daueraufenthalt ausgegangen werden. Strahlenschutzbereiche, 

die aufgrund temporärer Strahlenquellen 

(Röntgengeräte, Beschleuniger) eingerichtet wurden, können 

ebenfalls temporär sein, also nur bei laufendem Betrieb 

der Strahlenquellen. 

Vorraussetzung zur Aufstellung eines Strahlenschutzplans 

ist die Kenntnis der Äquivalentdosisleistung jeder Strahlenquelle. 

Diese kann durch Messung oder Rechnung erlangt 

werden. Die von radioaktiven Stoffen verursachte Dosisleistung 

wird durch Multiplikation der Aktivität mit der entsprechenden 

Dosisleistungskonstante �H dividiert durch das 

Quadrat des Abstandes ermittelt. Die Dosisleistungskonstante 

berücksichtigt Strahlenart und -qualität und damit die 

biologische Wirksamkeit der Strahlung individuell für jedes 

Radionuklid. Sie hat die Dimension µSv·m 2 /GBq/h. Einige 

197

Dosisleistungskonstanten gängiger Radionuklide sind in Tabelle 

5.1 zusammengestellt. 

Radionuklid 

�H in µSv·m 2 /GBq/h 

F-18 155 

Na-22 322 

Mn-56 243 

Co-60 351 

Tc-99m 16 

I-123 39 

I-125 39 

I-128 14,31 

I-131 59 

Ba-133 80 

Cs-137 88 

Ir-192 125 

Ra-226 251 

U-235 19,17 

Am-241 6,6 

Tab. 5.1 Dosisleistungskonstanten gängiger Radionuklide 

Die Abschirmwirkungen verschiedener Materialen, die ebenfalls 

in die Aufstellung eines Strahlenschutzplans eingehen, 

kann für die Strahlung einiger Radionuklide der DIN 6844 

Teil 3 und für die Strahlung aus Röntgenanlagen der DIN 

6812 entnommen werden. Für nicht aufgeführte Strahlungsarten 

und Abschirmmaterialien bzw. Abschirmungen unbekannter 

Materialzusammensetzung sind Messungen notwendig, 

um die Schwächungsfaktoren zu bestimmen. 

Personenkontamination und Dekontaminationsmöglichkeiten 

Beim Umgang mit offenen radioaktiven Substanzen besteht 

neben der rein äußerlichen Strahlenexposition die Gefahr 

der Kontamination der Kleidung oder, noch gefährlicher, der 

Haut. Eine Kontamination ist das Aufbringen eines radioaktiven 

Stoffes auf eine Person oder einen Gegenstand, d.h. die 

Person, der Gegenstand ist kontaminiert. Oft sind die Stoff- 

198

mengen so klein, dass eine Kontamination unter Umständen 

erst viel später bemerkt wird, aber dennoch eine erhebliche 

Strahlenexposition verursacht. Dies bewirkt der minimale 

Abstand durch den direkten Körperkontakt. Zudem kann das 

Strahlungsfeld nicht wie bei einer stationären Strahlungsquelle 

ohne weiteres verlassen werden. 

Besonders Radionuklide, die Alpha- oder Betastrahlung 

emittieren, können nicht unerhebliche Strahlenschäden verursachen. 

Die Eindringtiefe der Strahlung ins Gewebe ist 

zwar relativ begrenzt, das heißt aber, dass ihre gesamte 

Energie lokal deponiert wird. Entsprechend groß ist ihre 

schädigende Wirkung. Gerade Alphastrahlung, deren Anteil 

an der Personendosis sonst allein wegen der Abschirmwirkung 

der Luft vernachlässigt werden kann, ist besonders gefährlich. 

Die anzuwendenden Schutzmaßnahmen sind trivial, werden 

in der Praxis aber leider häufig vernachlässigt. Das Tragen 

von entsprechender Schutzkleidung ist beim Umgang mit offenen 

radioaktiven Stoffen obligatorisch. Diese lässt sich im 

Falle einer Kontamination leicht wechseln. Kontaminationen 

der Haut lassen sich so vermeiden. Beim Umgang mit Alpha- 

oder Betastrahlern sollte auf besonders dichte Kleidung 

und Handschuhe geachtet werden. 

Da eine Kontamination nicht ohne weiteres bemerkt werden 

kann, ist eine regelmäßige Messung mit einem Kontaminationsmonitor 

notwendig. Das sind Strahlungsmessgeräte, mit 

denen je nach Auslegung kleine Flächenstücke (tragbare 

Handgeräte), Hände und Füße gleichzeitig (stationäre Hand- 

Fuß-Kleider-Monitore) oder sogar der ganze Körper (Ganzkörperzähler) 

auf Kontaminationen untersucht werden können. 

Eine regelmäßige Kontrolle von Kleidung und Arbeitsplatz 

ist nicht nur aus Gründen des Selbstschutzes geboten, 

sondern auch zum Schutz der übrigen Mitarbeiter durch die 

Vermeidung unbemerkter Verschleppungen von radioaktiven 

Substanzen. 

Hat eine Kontamination stattgefunden und ist diese erkannt 

worden, so müssen unverzüglich Dekontaminationsmaßnahmen 

getroffen werden. Der radioaktive Stoff muss entfernt 

und so gelagert werden, dass eine weitere Personengefährdung 

ausgeschlossen werden kann. Betrifft die Kon- 

199

tamination ausschließlich die Kleidung, so kann die Dekontamination 

durch einen einfachen Kleiderwechsel vorgenommen 

werden. Die kontaminierten Kleidungsstücke sind 

dann solange zu lagern, bis die Aktivität durch den radioaktiven 

Zerfall auf ein ungefährliches Maß abgeklungen ist, 

wobei die Lagerzeit von der Aktivitätsmenge, der Qualität 

der emittierten Strahlung und den Halbwertszeiten der zur 

Kontamination beitragenden Radionuklide abhängt. 

Bei einer Kontamination der Haut ist vor allen Dingen 

Schnelligkeit gefragt, nicht nur wegen der akuten Strahlenexposition, 

sondern auch weil je nach chemischer Verbindung 

der Radionuklide die Gefahr einer Diffusion der radioaktiven 

Stoffe in die Haut besteht. Eine Dekontamination ist 

dann sehr viel aufwendiger wenn nicht gar unmöglich. Die 

Dekontamination des Körpers erfolgt durch sorgfältiges Waschen 

der betroffenen Körperteile. Hierzu gibt es spezielle 

Waschlotionen, die die Dekontamination auf mechanische 

(Peeling) oder chemische Art unterstützen. Beim Waschen 

ist darauf zu achten, dass eine Aufnahme der Radionuklide 

in den Körper vermieden wird. So sollte z. B. die Dekontamination 

der Haare nur über den Hinterkopf erfolgen (wie 

beim Friseur), so dass kein Wasser in Augen, Ohren oder 

gar Nase und Mund gerät. Deswegen sollte bei der Dekontamination 

des Kopfes eine weitere Person behilflich sein. 

In der Regel ist eine Dekontamination so oft zu wiederholen, 

bis die Kontamination vollständig beseitigt ist oder keine 

Verbesserungen mehr erreicht werden. 

Inkorporation und Dekorporationsmöglichkeiten 

Die größte Gefahr geht von der Aufnahme radioaktiver Stoffe 

in den Körper aus. Die Inkorporation kann über den Magen 

(Ingestion), die Lunge (Inhalation) oder über offene 

Wunden geschehen. Die Radionuklide gelangen so in den 

Stoffwechselkreislauf und können sich unter Umständen in 

einigen für die jeweilige chemische Verbindung typischen 

Organen anreichern. Hierdurch kann es zu erheblichen Aktivitätskonzentrationen 

und hohen Organdosen in diesen Organen 

kommen. Wie bei der Kontamination sind auch bei 

der Inkorporation die Alpha- und Betastrahler die Nuklide mit 

dem größten Gefährdungspotential. Sie deponieren die 

200

Energie ihrer Strahlung direkt in den betroffenen Organen. 

Bei manchen Radionukliden (z. B. Uran, Plutonium) geht die 

Radiotoxizität mit einer Chemotoxizität einher, die meist das 

weitaus größere Risiko darstellt. 

Ein zusätzliches Problem stellt die unter Umständen lange 

Verweildauer der Radionuklide im Körper dar. Sie verbleiben 

solange im Organismus bis sie abgeklungen sind oder auf 

natürlichem Wege ausgeschieden werden. Durch die zusätzliche 

Möglichkeit der Ausscheidung nimmt die Aktivität 

im Körper schneller ab als alleine durch den radioaktiven 

Zerfall. Man spricht in diesem Fall auch von einer effektiven 

Halbwertszeit. 

Da die Abnahme der Aktivität im Körper von zwei voneinander 

unabhängigen Prozessen bestimmt wird, ist der Kehrwert 

der effektiven Halbwertszeit gleich der Summe der 

Kehrwerte der physikalischen und der biologischen Halbwertszeit 

(1/T1/2,eff = 1/T1/2,phys + 1/T1/2,biol). Beispiel: I-131 in 

der Schilddrüse, T1/2,phys � 8 Tage, T1/2,biol � 80 Tage, T1/2,eff � 

7,27 Tage. 

Im praktischen Strahlenschutz kann zur Ermittlung der Folgedosis, 

also derjenigen Dosis, die ein Organ oder Gewebe 

als Folge einer einmaligen Zufuhr eines oder mehrerer Radionuklide 

im gesamten Zeitraum nach der Aufnahme bis 

zum vollständigen Verschwinden dieser Nuklide aus dem 

Körper erhält, auf Dosiskoeffizienten zurückgegriffen werden. 

Diese Koeffizienten geben jeweils für ein bestimmtes 

Nuklid die aus der Inkorporation von einem Becquerel resultierende 

Folgedosis an. Dabei werden folgende Daten berücksichtigt: 

Physikalisch/chemische Daten des zugeführten Nuklids: 

Nuklidart 

Halbwertszeit (physikalisch) 

Aus der Aktivitätszufuhr abgeleitete Aktivitätskonzentration im Organ 

oder Gewebe 

Strahlenart(en) 

Strahlenenergie(n) 

Zerfallsenergie 

Absorbierter Anteil der Zerfallsenergie 

Chemische Form 

Stofflicher Zustand (Gas, Aerosol usw.) 

201

Biologische Daten für die Aufnahme durch den Menschen: 

Alter (Kleinkind, Kind, Erwachsener) 

Geschlecht 

Körpergewicht 

Aufnahmeweg (Inhalation, Ingestion) 

Resorbierter Anteil der zugeführten Aktivitätsmenge 

Verteilungsmuster des aufgenommenen Nuklids im Körper (bestimmt 

durch physikalische Halbwertszeit sowie Anreicherung, 

Stoffwechsel und Ausscheidung) 

Kritische Organe für das aufgenommene Nuklid 

Gewicht und Größe der kritischen Organe 

Die heute gültigen Dosiskoeffizienten sind im Bundesanzeiger 

veröffentlicht (Bekanntmachung der Dosiskoeffizienten 

zur Berechnung der Strahlenexposition vom 23.07.2001, 

BAnz. Nr. 160a und 160b) /BUA-01/. 

In der Medizin ist die Inkorporation und Anreicherung von Radionukliden 

zu therapeutischen Zwecken erwünscht, wie z. B. bei der 

Radioiod-Therapie bei Schilddrüsenerkrankungen. Der Betastrahler 

I-131 reichert sich vorwiegend in der Schilddrüse an und kann dort 

seine strahlentherapeutische Wirkung entfalten. Das übrige Iod, 

das nicht in der Schilddrüse gespeichert wird, wird über die Nieren 

ausgeschieden. Der Ausscheidungsprozess kann durch Flüssigkeitsgabe 

beschleunigt werden, um die Strahlenexposition der Nieren 

und der Blase gering zu halten. 

Ein Beispiel für die unerwünschte Inkorporation ist die Inhalation 

von Polonium-210 mit dem Zigarettenrauch. Das in der Natur seltene 

Polonium-210, ein Alphastrahler, reichert sich auf den Tabakblättern 

an und wird mit dem Feinstaub des Zigarettenrauchs inhaliert. 

Aufgrund der geringen Selbstreinigungsfähigkeit der Lunge 

von Feinstaub verbleibt es dort praktisch ein Leben lang und ist 

mitverantwortlich für das erhöhte Lungenkrebsrisiko. 

Generell gilt zur Vermeidung von Inkorporationen wie auch 

zur Vermeidung von Kontaminationen das Tragen von 

Schutzkleidung am Arbeitsplatz, speziell von Handschuhen. 

Leicht flüchtige Substanzen sollten nur in einem Abzug verarbeitet 

werden, die Abluft ist mit entsprechenden Filtern zu 

reinigen. Insbesondere gilt an allen Arbeitsplätzen, an denen 

mit offenen radioaktiven Substanzen umgegangen wird, ein 

absolutes Verbot von Rauchen, Essen, Trinken, Schminken 

etc. Hierdurch wird die Möglichkeit einer Inkorporation durch 

eventuell kontaminierte Hände eingeschränkt. Alle Tätigkei- 

202

ten, bei denen die Hände ins Gesicht bzw. an den Mund geführt 

werden, sollten erst dann durchgeführt werden, nachdem 

die Hände auf eventuelle Kontamination geprüft worden 

sind. 

Ähnlich wie bei der Kontaminationsüberwachung bedient 

man sich zur Überwachung möglicher Inkorporationen 

hochempfindlicher Messgeräte wie z. B. Ganzkörper- bzw. 

Teilkörperzähler. Daneben besteht auch die Möglichkeit der 

Messung der Aktivitätskonzentrationen in den Ausscheidungen 

oder im Blut. Ein gängiges Verfahren zur Abschätzung 

eines generellen Inkorporationsrisikos durch Inhalation ist 

die Bestimmung der Aktivitätskonzentration in der Raumluft. 

Die erste Dekorporationsmaßnahme ist die Beschleunigung 

des natürlichen Stoffwechsels, um die Ausscheidung der 

Radionuklide zu forcieren. Denkbar ist z. B. die verstärkte 

Gabe von Flüssigkeit zur Ausschwemmung oder Abführmittel, 

sofern sich die Radionuklide noch im Verdauungstrakt 

befinden. 

Generell ist nach einer Inkorporation rasches Handeln erforderlich. 

Hat erst mal die Anreicherung der inkorporierten 

Substanzen in den Organen stattgefunden, sind die Radionuklide 

meist nur schwer und in langwierigen Prozessen 

wieder aus dem Körper entfernbar. In diesen Fällen muss 

zwischen den Gesundheitsgefährdungen der medikamentösen 

Ausscheidungskuren einerseits und des Verbleibs der 

radioaktiven Nuklide im Körper andererseits sorgfältig abgewogen 

werden. Sind die inkorporierten Elemente nicht toxisch, 

so können auch große Mengen stabiler Nuklide desselben 

Elements eingenommen werden. Dies führt zu einer 

Verdünnung und Verdrängung der instabilen, radioaktiven 

Nuklide im Körper. Genau dieses Verfahren lag der Empfehlung 

zu Grunde, nach dem Reaktorunglück in Tschernobyl 

Algen zu essen. Die iodreiche Nahrung sollte den Iodbedarf 

der Schilddrüse mit stabilem Iod-127 stillen, so dass das radioaktive 

Iod-131 nicht aufgenommen und gespeichert wird. 

Zum Zweck der medizinischen Versorgung und Risikoabschätzung 

bei Inkorporationen größerer Mengen radioaktiver 

Stoffe sowie bei schweren Kontaminationen sind regionale 

Strahlenschutzzentren eingerichtet worden. In ihnen ist das 

203

physikalische und medizinische Know-how für sofortige 

Hilfsmaßnahmen vorhanden. In Bayern sind dies: 

Regionales Strahlenschutzzentrum München 

Städtisches Krankenhaus Schwabing 

Institut für medizinische Physik 

Regionales Strahlenschutzzentrum Neuherberg 

GSF Forschungszentrum 

Institut für Strahlenschutz 

Regionales Strahlenschutzzentrum Würzburg 

Universität Würzburg 


5.2 Gesetzliche Schutzvorschriften 

Der Umgang mit radioaktiven Substanzen sowie die Errichtung 

und der Betrieb von Anlagen, die ionisierende Strahlung 

erzeugen, sind im Atomgesetz (AtG) /ATG-85/ geregelt. 

Vornehmlich ist damit die friedliche Nutzung der Kernenergie 

gemeint. Das Atomgesetz enthält aber auch alle Rechtsvorschriften, 

um Leben, Gesundheit und Sachgüter vor der 

schädlichen Wirkung ionisierender Strahlen zu schützen. Im 

Atomgesetz ist die Möglichkeit vorgesehen Rechtsverordnungen 

zur Konkretisierung der Schutzmaßnahmen zu erlassen. 

Dies ist mit dem Erlass der Strahlenschutzverordnung 

(StrlSchV) und der Röntgenverordnung (RöV) geschehen. 

Vorsorgemaßnahmen und ein wirksames und koordiniertes 

Vorgehen aller beteiligten Dienststellen in Bund 

und Ländern bei großräumig wirkenden Verfrachtungen von 

Radioaktivität auf das Gebiet der Bundesrepublik sind im 

Strahlenschutzvorsorgegesetz (StrVG) geregelt. 

Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) 

Die Strahlenschutzverordnung /STR-01/ enthält Grundsätze 

und Anforderungen für Vorsorge- und Schutzmaßnahmen 

zum Schutz von Mensch und Umwelt vor der schädigenden 

Wirkung ionisierender Strahlung natürlichen oder zivilisatorischen 

Ursprungs. Mit der Neufassung der Strahlenschutzverordnung 

vom 20.7.2001 (zuletzt geändert am 1.9.2005) 

sind die europäischen Richtlinien 96/29/EURATOM und 

204

97/43/EURATOM in deutsches Recht umgesetzt worden. In 

ihr sind weiterführende Regelungen zum Umgang mit radioaktiven 

Stoffen sowie zu der Errichtung und dem Betrieb von 

Anlagen zur Erzeugung ionisierender Strahlung enthalten. 

Für die Genehmigung und die Überwachung des Umgangs 

mit radioaktiven Stoffen und des Betriebs von Beschleunigeranlagen 

nach der Strahlenschutzverordnung ist in Bayern 

das Landesamt für Umwelt zuständig. 

- Festlegung der Grenzwerte unter gesundheitlichen, 

gesellschaftspolitischen und ökonomischen Aspekten 

Die internationale Strahlenschutzkommission (ICRP) bewertet 

die Ergebnisse und Erkenntnisse über die biologische 

Wirksamkeit ionisierender Strahlung und veröffentlicht in regelmäßigen 

Abständen aktualisierte Strahlenschutzempfehlungen. 

Die derzeit gültigen Empfehlungen zu Dosisgrenzwerten 

sind 1991 in der ICRP Publikation Nr. 60 erschienen 

/ICR-91/. Der Entwurf einer Neufassung ist als Diskussionsgrundlage 

erhältlich. Die ICRP ist ein international anerkanntes, 

unabhängiges Expertengremium von derzeit 13 Wissenschaftlern. 

Ihre Empfehlungen bilden in vielen Ländern 

die Grundlage für die gesetzlichen Schutzvorschriften. So 

sind die empfohlenen Grenzwerte unter anderem auch in 

der europäischen Richtlinie 96/29/EURATOM übernommen 

worden und seit Bekanntgabe der Strahlenschutzverordnung 

vom 20.7.2001 und der Röntgenverordnung (RöV) 

vom 18.06.2002 in der Bundesrepublik Deutschland bindend. 

Die festgelegten Grenzwerte sollen die möglichen Risiken 

auf ein akzeptables Maß begrenzen. Diese Begründung 

bedeutet, dass das Risiko auch bei Einhaltung des 

Grenzwertes nicht gleich Null ist und bei Überschreitung 

nicht sofort bedrohliche Ausmaße erreicht. 

Dem praktischen Strahlenschutz liegt das ALARA-Prinzip 

(As Low As Reasonably Achievable) der internationalen 

Strahlenschutzkommission zugrunde. Im Einzelnen beinhaltet 

das ALARA-Prinzip: 

Rechtfertigung 

Der Nutzen aus einem Umgang mit ionisierender Strahlung 

muss die möglichen Gefährdungen überwiegen. 

205

Dosisbegrenzung 

Die Grenzwerte der Personendosis für Einzelpersonen der 

Bevölkerung (1 mSv/a, StrlSchV, RöV) und für beruflich 

strahlenexponierte Personen (20 mSv/a, StrlSchV, RöV) 

müssen eingehalten werden. 

Dosisreduzierung 

Die Dosis soll auch unterhalb der Grenzwerte nach wirtschaftlichen 

und sozialen Gesichtspunkten bestmöglich reduziert 

werden. 

Kritiker halten der ICRP oft vor, zu industriefreundlich zu 

sein. Sie würde mit ihren Grenzwerten und dem Zusatz der 

Wirtschaftlichkeit bei der Dosisreduzierung den aktuellen 

Belastungsstand festschreiben. Ebenso seien neue wissenschaftliche 

Erkenntnisse, dass das Risiko niederer Strahlendosen 

unterschätzt wird, nicht berücksichtigt worden. Umgekehrt 

versuchen einige Vertreter der Industrie, die ICRP 

zur Wiedereinführung des Schwellenmodels für stochastische 

Strahlenschäden zu bewegen. Beträchtliche Investitionsersparnisse 

im baulichen Strahlenschutz aufgrund höherer 

Grenzwerte wären die Folge. 

Es sollte dabei aber nicht vergessen werden, dass es gute 

Argumente für die Wahl der Grenzwerte gibt. So liegt der 

Grenzwert für die effektive Dosis von 1 mSv/a, die Einzelpersonen 

der Bevölkerung zugemutet werden darf, innerhalb 

der Schwankungsbreite der natürlichen Strahlenbelastung. 

Auswirkungen auf die Gesundheit des Menschen 

konnten in diesem Dosisbereich bisher nicht nachgewiesen 

werden. Bei einer effektiven Jahresdosis von 20 mSv, das 

ist der Grenzwert für beruflich strahlenexponierte Personen, 

ist das Risiko strahlenbedingter Erkrankungen ebenso hoch 

wie das Unfallrisiko in anderen hoch technisierten Berufszweigen, 

in denen das Unfallrisiko gesellschaftlich akzeptiert 

ist. 

Bei der Anwendung des Konzepts der effektiven Dosis, das 

die relative Strahlenempfindlichkeit der einzelnen Organe 

und Gewebe berücksichtigt, wird die Festsetzung gesonderter 

Dosisgrenzwerte für einzelne Organe oder Gewebe im 

Prinzip unnötig, zur sicheren Vermeidung akuter (nichtstochastischer) 

Schäden ist sie jedoch in bestimmten Fällen 

sinnvoll (vgl. Tabelle 5.2). 

206

Organ Über 18 Unter 18 

Augenlinse 150 15 

mSv/a mSv/a 

Haut, Hände, Unterarme, Füße, 500 50 

Knöchel 

mSv/a mSv/a 

Keimdrüsen, Gebärmutter, Knochenmark 

50 mSv/a 

Schilddrüse, Knochenoberfläche 300 

mSv/a 

Dickdarm, Lunge, Magen, Blase, 150 

Brust, Leber, Speiseröhre, andere 

Organe 

mSv/a 

Tab. 5.2 Grenzwerte der jährlichen Organdosen beruflich strahlenexponierter 

Personen 

Besonderer Schutz gilt dem ungeborenen Leben. So ist die 

Dosis an der Gebärmutter gebärfähiger Frauen auf 2 mSv 

im Monat beschränkt. Ab Bekantwerden einer Schwangerschaft 

darf die Dosis für das ungeborene Kind bis zum Ende 

der Schwangerschaft höchstens 1 mSv betragen. 

Ausnahmen von den Grenzwerten gibt es in der Anwendung 

radioaktiver Stoffe und ionisierender Strahlen am Patienten 

zu medizinischen Zwecken. Hier sind die Grenzwerte durch 

die Vorschrift ersetzt, dass die durch die ärztlichen Untersuchungen 

bzw. Therapien bedingte Strahlenexposition so 

weit einzuschränken ist, wie dies mit den Erfordernissen der 

medizinischen Wissenschaft vereinbar ist. Entsprechende 

Regelungen finden sich auch in der Röntgenverordnung. 

Das ALARA-Prinzip ist in der deutschen Strahlenschutzverordnung 

(StrlSchV) verankert (§§ 4, 5, 6), allerdings mit 

einer entscheidenden Änderung. Die Dosisminimierung soll 

hier nicht nach wirtschaftlichen Aspekten erfolgen sondern 

nach dem aktuellen Stand der Wissenschaft und Technik. 

Der Schutz der Einzelperson steht hierbei eindeutig im Vordergrund. 

Die deutsche Strahlenschutzkommission (SSK) ist das nationale 

Pendant zur ICRP. Sie veröffentlicht ebenfalls 

Empfehlungen und Stellungnahmen zu Strahlenschutzthemen 

und berät das Bundesministerium für Umwelt, Natur- 

207

schutz und Reaktorsicherheit. Ihr Einfluss auf die Grenzwerte 

ist allerdings gering, da die Bundesrepublik Deutschland 

an die EURATOM-Richtlinien gebunden ist. Einzig eine Verschärfung, 

d.h. eine Absenkung, der nationalen Grenzwerte 

gegenüber denjenigen in den europäischen Richtlinien ist 

möglich. Der Schwerpunkt der SSK liegt bei Empfehlungen 

zur praktischen Durchführung des Strahlenschutzes und zur 

Handhabung der Grenzwerte. 

- Höchstwerte der Oberflächen- und massenbezogenen 

Kontamination 

Dem Betreiber einer Anlage, in der mit radioaktiven Substanzen 

umgegangen wird oder in der ionisierende Strahlung 

erzeugt wird, obliegt die Einhaltung der Grenzwerte. 

Der Schutz vor äußerer Strahlenexposition durch die beim 

Betrieb entstehende ionisierende Strahlung kann durch die 

bekannten Maßnahmen Abstand, Abschirmung und Aufenthaltszeit 

(vgl. Kapitel 5.1) realisiert werden. 

Ebenso wichtig ist die Vermeidung einer unkontrollierten 

Verbreitung radioaktiver Substanzen. Die Verbreitung kann 

mit der Abluft, dem Abwasser, Abfällen oder kontaminierten 

Gegenständen geschehen. Einmal freigesetzt, gelangen die 

radioaktiven Nuklide über die Nahrungskette in den menschlichen 

Körper und führen so zu einer inneren Strahlenexposition. 

Daher ist das Herausbringen eines Gegenstandes 

aus Kontrollbereichen, in denen mit offenen radioaktiven 

Substanzen umgegangen wird, streng reglementiert. Erlaubt 

ist das Entfernen nur für Kleidung, Werkzeuge, Messgeräte 

und sonstige Apparate, die auf Kontaminationen überprüft 

worden sind, d.h. deren Oberflächenaktivität bzw. massenspezifische 

Aktivität unterhalb bestimmter Grenzwerte liegt 

(StrlSchV § 44). 

Die Festlegung von Grenzwerten, die vor den Gefahren einer 

inneren Strahlenexposition schützen sollen, kann nur 

nuklidspezifisch getroffen werden. Denn neben der freigesetzten 

Aktivität sind auch Strahlenart und Strahlenqualität 

für die biologische Wirksamkeit entscheidend. Genauso gilt 

es, die physikalische und die biologische Halbwertszeit der 

Nuklide zu berücksichtigen, wie auch die unterschiedliche 

Strahlenempfindlichkeit der verschiedenen Organe, in denen 

208

eine Aktivitätsanreicherung wahrscheinlich ist. Zuletzt sind 

die unterschiedlichen Expositionspfade, Ingestion oder Inhalation, 

in Betracht zu ziehen. Die effektive Dosis von Einzelpersonen 

der Bevölkerung bei Inkorporation von Radionukliden 

können der Bekanntmachung der Dosiskoeffizienten zur 

Berechnung der Strahlenexposition vom 23.07.2001, BAnz. 

Nr. 160a und 160b /BUA-01/, entnommen werden. Den Berechnungen 

liegt ein alters- und geschlechtsabhängiges 

Stoffwechselmodell zugrunde. 

In der Strahlenschutzverordnung wurden die Grenzwerte unter 

der Vorgabe festgelegt, dass für Einzelpersonen der Bevölkerung 

eine zusätzliche effektive Dosis von nicht mehr 

als 10 �Sv/a (1/100 des Jahresgrenzwertes) durch die Freisetzung 

kontaminierter Gegenstände auftreten kann. Dem 

Ausbreitungsverhalten der freigesetzten radioaktiven Substanzen 

wird unter anderem dadurch Rechnung getragen, 

dass die Grenzwerte nicht für absolute Aktivitätsmengen 

sondern für Aktivitätskonzentrationen angegeben werden 

(vgl. Tabelle 5.3). Wenn der Gegenstand mit mehr als einem 

radioaktiven Nuklid kontaminiert ist, wird die Summenformel 

angewendet. Die Summenformel verhindert die Erhöhung 

des Gefährdungspotentials durch Nuklidgemische. Ein Gegenstand 

gilt demnach als nicht kontaminiert, wenn die 

Summe der Quotienten aus Aktivitätskonzentration und dem 

jeweiligen Grenzwert kleiner als 1 ist, d.h. wenn z. B. bei einem 

Gemisch aus zwei Nukliden die Aktivitätskonzentration 

des einen Nuklids bereits 60 % des spezifischen Grenzwertes 

beträgt, dann darf die Aktivitätskonzentration des anderen 

höchstens 40 % seines Grenzwertes betragen. 

In Strahlenschutzbereichen muss die Oberflächenkontamination 

der Arbeitsflächen regelmäßig kontrolliert werden. Die 

Grenzwerte hierbei beziehen sich allerdings nur auf die nicht 

haftenden Kontaminationen zur Vermeidung von unbemerkten 

Personenkontaminationen und Inkorporationen. Da in 

den Strahlenschutzbereichen ausschließlich eingewiesenes 

Personal tätig ist, das um die möglichen Gefährdungen weiß 

und sich entsprechend verhält, liegen die Grenzwerte im 

Überwachungsbereich um den Faktor 10, im Kontrollbereich 

um den Faktor 100 höher als beim Herausbringen von Gegenständen 

aus dem Kontrollbereich. 

209

RadioOberflächenkontaminuklidnation in Bq/cm 2 

Spezifische Aktivität 

in Bq/g 

H-3 1 E+2 1 E+3 

C-14 1 E+2 8 E+1 

F-18 1 1 E+1 

Co-60 1 0,1 

Tc-99m 1 E+1 1 E+2 

I-131 1 E+1 2 

Cs-137 1 5 E-1 

U-235 1 5 E-1 

U-238 1 6 E-1 

Tab. 5.3 Grenzwerte einiger Radionuklide für Oberflächen- und 

massenbezogene Kontaminationen (StrlSchV Anlage III Tabelle 1) 

- Freigabeverfahren 

Bis zur Neufassung der Strahlenschutzverordnung vom 

20.7.2001 konnten nur nicht kontaminierte oder dekontaminierte 

Gegenstände aus Kontrollbereichen entfernt werden. 

Der Gegenstand selbst aber musste inaktiv sein. Zudem beschränkten 

sich die entfernbaren Gegenstände auf Kleidung, 

Werkzeuge, Messgeräte und sonstige Apparate. Aber 

auch ursprünglich radioaktive Substanzen zerfallen mit ihren 

spezifischen Halbwertszeiten und sind schließlich inaktiv. 

Eine Abgabe dieser nunmehr inaktiven Stoffe in den normalen 

Umgang war bisher nicht vorgesehen, die teure Einlagerung 

in Sonderlager war die Regel. 

Mit dem neuen Freigabeverfahren unterliegen ehemals radioaktive 

Stoffe nach der Freigabe nicht mehr der Strahlenschutzverordnung. 

Sie können wie inaktive Stoffe behandelt 

werden. Freigegeben werden können bewegliche, feste und 

flüssige Gegenstände, aber auch Einrichtungen, Räume und 

sogar ganze Gebäude. Jede Freigabe muss zuvor bei der 

zuständigen Aufsichtsbehörde (in Bayern das Landesamt für 

Umwelt) beantragt und von dieser genehmigt werden. Das 

genaue Verfahren ist in § 29 der Strahlenschutzverordnung 

beschrieben. 

Vorraussetzung für die Freigabe ist, wie beim Herausbringen 

von nicht kontaminierten Gegenständen aus dem Kontrollbereich, 

die Beschränkung der zusätzlichen effektiven 

210

Dosis von Einzelpersonen der Bevölkerung durch die freigegebenen 

Aktivitäten auf höchstens 10 �Sv/a. Die Grenzwerte 

der erlaubten Aktivitätskonzentrationen für die Freigabe 

sind ebenfalls nuklidspezifisch. Je nach Weiterverwendung 

der freigegebenen Gegenstände gelten verschieden strenge 

Werte. Unterschieden wird dabei zwischen einer uneingeschränkten 

Freigabe und einer Freigabe zur Beseitigung. 

Die strengeren Grenzwerte gelten für die uneingeschränkte 

Freigabe, für die keine Angaben über den Verbleib der 

freigegebenen Gegenstände oder Räume gemacht werden 

müssen. Sollen die freigegebenen Gegenstände beseitigt 

bzw. die Gebäude abgerissen werden, kann davon ausgegangen 

werden, dass diese auf einer Mülldeponie landen. 

Hier ist mit keinem großen Publikumsverkehr zu rechnen 

und die Gefährdungswahrscheinlichkeit für Einzelpersonen 

der Bevölkerung weitaus geringer als bei einer Wiederverwertung. 

Dementsprechend höher sind die Grenzwerte angesetzt. 

Unabhängig davon ob eine uneingeschränkte Freigabe oder 

eine Freigabe zur Beseitigung / zum Abriss erlangt werden 

soll, entscheidend für das Freigabeverfahren ist, dass die 

Stoffe nicht absichtlich verdünnt werden dürfen, um die 

Grenzwerte für die massenbezogenen Aktivitätskonzentrationen 

zu unterschreiten. Das Abklingen der Aktivität durch 

entsprechende Lagerzeiten aufgrund des radioaktiven Zerfalls 

ist das alleinig gültige Verfahren zum Unterschreiten 

der Grenzwerte. Bei Nuklidgemischen ist die Summenformel, 

wie im vorangegangenen Abschnitt beschrieben, anzuwenden. 

Röntgenverordnung (RöV) 

Auf gleicher Ebene mit der Strahlenschutzverordnung steht 

die Röntgenverordnung /RÖV-01/. Wie mit der aktuellen 

Strahlenschutzverordnung werden mit der Neufassung der 

RöV vom 30.4.2003 die europäischen Richtlinien 96/29/ 

EURATOM und 97/43/EURATOM umgesetzt. Im Gegensatz 

zur StrlSchV ist der Zweck der RöV nicht explizit erwähnt. Er 

ergibt sich aus §1 des Atomgesetzes und dem vollständigen 

Titel der Röntgenverordnung: Verordnung über den Schutz 

vor Schäden durch Röntgenstrahlen. 

211

Der Anwendungsbereich der Röntgenverordnung ist auf den 

Betrieb von Röntgeneinrichtungen und Störstrahlern mit 

Elektronenenergien von 5 keV bis 1 MeV beschränkt. Röntgeneinrichtungen 

sind Einrichtungen, die zum Zweck der 

Erzeugung von Röntgenstrahlen betrieben werden. Zur 

Röntgeneinrichtung gehören der Röntgenstrahler, der Generator, 

Anwendungsgeräte und Zubehör. Die bekanntesten 

Anwendungen von Röntgeneinrichtungen sind die Aufnahme- 

und Durchleuchtungseinrichtungen sowie die Computertomographie 

in der Medizin. Ein weiteres großes Anwendungsgebiet 

ist die zerstörungsfreie Materialprüfung. Stör- 

strahler sind Einrichtungen, die Röntgenstrahlen erzeugen, 

ohne zu diesem Zweck betrieben zu werden. Typische Störstrahler 

im genannten Energiebereich sind Spezialröhren 

zur Mikrowellenerzeugung, Elektronenröhren zum Senden, 

Schalten, Gleichrichten, Geräte zur Materialuntersuchung 

durch Elektronenstrahlen, z. B. Elektronenmikroskope, Geräte 

zur Materialbearbeitung durch Elektronenstrahlen, z. B. 

Elektronenstrahlschweißanlagen oder Elektronenbeschleunigeranlagen 

zur Kunststoffvernetzung, Abwasserentfärbung, 

Sterilisation. Vielen ist aber nicht bewusst, dass sie 

beinahe täglich mit Störstrahlern nach der Röntgenverordnung 

zu tun haben, mit dem Fernseher oder dem Computerbildschirm. 

Gemeint sind nicht die neuen TFT- oder 

Plasmabildschirme, sondern die üblichen Röhrenbildschirme, 

in denen Elektronen zur Bilderzeugung beschleunigt 

werden. Das ist eine der wenigen Ausnahmen, bei denen 

nicht der Betreiber sondern der Hersteller für den Strahlenschutz 

verantwortlich ist. Explizit ist hier nur der Betrieb und 

nicht wie in der StrlSchV auch die Errichtung gemeint, da bei 

Röntgenanlagen ausschließlich beim Betrieb ionisierende 

Strahlung entsteht. Die RöV hat einen uneingeschränkten 

Geltungsbereich. Es wird nicht unterschieden zwischen den 

industriellen, technischen, wissenschaftlichen oder medizinischen 

Zwecken. Die RöV gilt folglich, soweit ihr Geltungsbereich 

in den einzelnen Bestimmungen der Verordnung nicht 

ausdrücklich beschränkt ist, für den gewerblichen Unternehmer, 

freiberuflich Tätige, also für Ärzte, Zahnärzte, Tierärzte, 

Wissenschaftler, für Unternehmen ohne Erwerbscharakter, 

z. B. gemeinnützige Krankenhäuser, für Privatpersonen 

und auch für die öffentliche Verwaltung (Bund, Länder, 

212

Gemeinden, Gemeindeverbände, Körperschaften, Stiftungen 

und Anstalten des öffentlichen Rechts). Für die Genehmigung 

und die Überwachung des Betriebs von Röntgeneinrichtungen 

nach der Röntgenverordnung sind in Bayern die 

Gewerbeaufsichtsämter bei den Regierungen zuständig. 

Die Strahlenschutzgrundsätze und die Grenzwerte für beruflich 

strahlenexponierte Personen sowie für Einzelpersonen 

der Bevölkerung sind in der Röntgenverordnung und in der 

Strahlenschutzverordnung gleich. Die Äquivalentdosis 

macht gerade unterschiedliche Strahlenarten vergleichbar, 

so dass für die Grenzwerte die Herkunft der Strahlung (Radioaktivität 

oder Röntgenröhre) keine Rolle spielt. Die einzelnen 

Regelungen sind ähnlich und lediglich an die Besonderheiten 

angepasst. 

Grundsätzlich bedarf der Betrieb jeder Röntgeneinrichtung 

der Genehmigung. Unter bestimmten Voraussetzungen genügt 

eine Anzeige. Im Genehmigungsverfahren wird geprüft, 

ob Strahlenschutzbeauftragte in der entsprechenden Anzahl 

schriftlich bestellt sind und die Fachkunde im Strahlenschutz 

auf dem jeweiligen Verwendungsgebiet besitzen, ob Hilfskräfte 

Kenntnisse im Strahlenlschutz haben und ob alle 

Maßnahmen zur Gewährleistung ausreichenden Strahlenschutzes 

einschließlich der Qualitätssicherung getroffen 

sind. 

Alle Röntgeneinrichtungen, auch Hochschutz- und Vollschutzgeräte 

müssen einer wiederkehrenden Prüfung durch 

einen Sachverständigen unterzogen werden. Der Zeitabstand 

zwischen den wiederkehrenden Prüfungen beträgt 

maximal 5 Jahre. 

Personen, denen der Zutritt zum Kontrollbereich erlaubt ist, 

oder Personen, die Röntgenstrahlen anwenden, sind über 

die Arbeitsmethoden, Gefahren und Schutzmaßnahmen zu 

unterweisen. 

Außergewöhnliche Ereignisabläufe oder Betriebszustände 

beim Betrieb einer Röntgeneinrichtung oder eines Störstrahlers 

nach § 5 Abs. 1 sind der zuständigen Behörde unverzüglich 

zu melden, wenn zu besorgen ist, dass eine Person 

eine Strahlenexposition erhalten haben kann, die die 

Grenzwerte der Körperdosis nach § 31a Abs. 1 oder 2 über- 

213

steigt, oder sie von erheblicher sicherheitstechnischer Bedeutung 

sind. 

Neue Regelungen in der StrlSchV und in der RöV 

Neben dem bereits besprochenen Freigabeverfahren sind in 

die Neufassung der Strahlenschutzverordnung vom 20.7. 

2001 weitere bisher nicht enthaltene Regelungen aufgenommen 

worden. Einige betreffen die medizinische Anwendung 

radioaktiver Stoffe und ionisierender Strahlung am 

Menschen. Mit den Paragraphen zur rechtfertigenden Indikation, 

den Dosisreferenzwerten und der ärztlichen Stelle 

sollen unnötige Patientendosen vermieden werden. Außerdem 

werden nun erstmals natürliche Strahlenquellen bei der 

Arbeit berücksichtigt. 

- Rechtfertigende Indikation 

Bevor ein Patient zu diagnostischen oder therapeutischen 

Zwecken ionisierender Strahlung ausgesetzt wird, muss die 

rechtfertigende Indikation gestellt werden. Die Frage nach 

der rechtfertigenden Indikation steht bewusst vor Beginn der 

Untersuchung bzw. Behandlung. Damit wird geklärt, ob der 

Nutzen für den Patienten größer ist als der mögliche Schaden 

durch die Strahlenexposition. 

Verantwortlich ist dabei immer der untersuchende bzw. behandelnde 

fachkundige Arzt. Die Anwendung radioaktiver 

Stoffe und ionisierender Strahlung alleine auf die Anforderung 

des überweisenden Arztes ist nicht zulässig. Die rechtfertigende 

Indikation muss vom verantwortlichen fachkundigen 

Arzt gestellt werden. Insbesondere sind dabei eventuell 

vorhandene Voruntersuchungen zur Vermeidung von Doppeluntersuchungen 

zu berücksichtigen. Ebenso müssen alternative 

Untersuchungs- und Behandlungsmethoden erwogen 

werden, die eine Strahlenexposition des Patienten verringern 

oder sogar ganz vermeiden. 

Besonders muss der fachkundige Arzt bei der Stellung der 

rechtfertigenden Indikation auf die Möglichkeit einer 

Schwangerschaft weiblicher Patienten achten. Zum Schutz 

des ungeborenen Kindes ist die Untersuchung bzw. Behandlung 

mit radioaktiven Stoffen und ionisierender Strah- 

214

lung meist nur in besonders dringlichen Situationen angebracht. 

Gerade wenn offene radioaktive Stoffe angewendet 

werden sollen, gilt dies auch für stillende Patientinnen. Eine 

Stillpause ist unbedingt zu empfehlen. 

- Teleradiologie 

Erstmals werden Regelungen zur Teleradiologie getroffen. 

Teleradiologie umfasst die Untersuchung des Patienten mit 

Röntgenstrahlung und die Feststellung des Befundes mit 

Hilfe der angefertigten Röntgenaufnahmen an unterschiedlichen 

Orten, die über moderne Telekommunikation „online“ 

miteinander verbunden sind. Die Regelung soll einerseits 

dem Patienten einen unnötigen Transport in ein anderes 

Krankenhaus ersparen, aber andererseits zum Schutz des 

Patienten gewährleisten, dass er von ausreichend fachkundigem 

Personal versorgt wird und die zur Datenübertragung 

genutzten Einrichtungen nicht zu Verfälschungen der übertragenen 

Bilder führen. Um zu verhindern, dass Teleradiologie 

im Krankenhaus zum „Normalfall“ und damit das entsprechende 

Fachpersonal nicht mehr vorgehalten wird, wird 

Teleradiologie grundsätzlich auf den Nacht-, Wochenendund 

Feiertagsdienst beschränkt. Die zuständige Landesbehörde 

kann eine weitergehende Ausnahmegenehmigung erteilen, 

wenn hierfür ein Bedürfnis im Hinblick auf die Patientenversorgung 

besteht. 

- Diagnostische Referenzwerte 

Nachdem die rechtfertigende Indikation gestellt und die Anwendung 

von radioaktiven Stoffen oder ionisierender Strahlung 

am Patienten entschieden ist, gilt es, die Strahlenexposition 

auf ein Minimum zu beschränken. Dies geschieht nach 

dem Grundsatz: So viel wie nötig, so wenig wie möglich. 

Aus Sicht des Strahlenschutzes soll die effektive Dosis des 

Patienten möglichst gering sein. In der Diagnostik verlangt 

der Mediziner detailreiche, rauscharme Bilder, in der Therapie 

hundertprozentigen Heilerfolg. Hier gilt es den entsprechenden 

Kompromiss zu finden. Ein Szintigramm beispielsweise, 

das wegen des Bildrauschens oder der schlechten 

Auflösung nicht aussagekräftig ist, verursacht nur unnötige 

Strahlenbelastung für den Patienten. Die entsprechende Un- 

215

tersuchung müsste wiederholt werden. Umgekehrt bedeutet 

jedes Becquerel Aktivität zu viel eine unnötig hohe Strahlenbelastung. 

Der Kompromiss schlägt sich in den diagnostischen 

Referenzwerten nieder. Für die gängigsten Untersuchungen 

werden Dosiswerte bzw. Standardaktivitäten angegeben, die 

ohne Begründung nicht überschritten werden dürfen. Mit 

den Referenzwerten wird eine einheitliche Basis geschaffen, 

fehlerhafte Untersuchungen aufgrund falscher Aktivitätsgaben 

werden vermieden. 

Die diagnostischen Referenzwerte sind Werte aus der Praxis 

und unter Mitarbeit führender Radiologen und Nuklearmediziner 

entstanden. Sie spiegeln jahrelange Erfahrungen 

gepaart mit den technischen Möglichkeiten wider. 

- Ärztliche Stelle 

Die rechtfertigende Indikation und die diagnostischen Referenzwerte 

sind Bestimmungen zur Minimierung der Strahlenexposition 

des einzelnen Patienten. Der vollständige Untersuchungs- 

und Behandlungsprozess mit radioaktiven 

Stoffen und ionisierender Strahlung wird von der ärztlichen 

Stelle überprüft. Mit dieser Form der Qualitätssicherung sollen 

generelle, methodische Fehler vermieden werden. 

Die ärztliche Stelle entsendet ein Prüfungskomitee, bestehend 

aus Medizinern und Physikern, das regelmäßig alle 

Kliniken und Praxen entweder vor Ort oder anhand eingesendeter 

Unterlagen bewertet. Kontrolliert wird dabei nicht 

nur die Qualität der verwendeten Apparate und Einrichtungen, 

sondern auch die Durchführung deren regelmäßiger 

Funktionsprüfungen. Neu hinzugekommen ist die Bewertung 

der ärztlichen Arbeit. Anhand einiger Stichproben vollzieht 

die ärztliche Stelle den vollständigen Untersuchungsverlauf 

nach. Dies geht von der ersten Anamnese, über die Durchführung 

der Untersuchungen bis zur Stellung der Diagnose. 

Besonderes Augenmerk wird auf die korrekte Stellung der 

rechtfertigenden Indikation und die Einhaltung der diagnostischen 

Referenzwerte gerichtet. 

Die vorrangige Aufgabe der ärztlichen Stelle ist die Beratung 

der überprüften Institute. Sie soll vor allem Verbesserungs- 

216

vorschläge zur Optimierung der Arbeitsabläufe geben. Entsprechend 

der Schwere der gefundenen Mängel können die 

Intervalle zur nächsten Überprüfung verkürzt werden. Die 

Ergebnisse der Untersuchung werden gegebenenfalls an die 

zuständige Behörde weitergereicht, die weitere Schritte einleitet. 

Besonders wenn die Verbesserungsvorschläge der 

ärztlichen Stelle wiederholt ignoriert werden, hat die betreffende 

Einrichtung mit Folgen zu rechnen. 

- Berücksichtigung natürlicher Strahlenquellen bei der 

Arbeit 

Bis zur Neufassung der Strahlenschutzverordnung vom 

20.7.2001 wurden bei der Bestimmung der beruflichen 

Strahlenexposition ausschließlich diejenigen Strahlenquellen 

berücksichtigt, mit denen zielgerichtet umgegangen wurde. 

Gemeint sind Handlungen, bei denen bewusst ionisierte 

Strahlung erzeugt wird oder radioaktive Stoffe verwendet 

werden, deren physikalische Eigenschaften genutzt werden 

sollen. In der Neufassung der Strahlenschutzverordnung 

werden diese Handlungen mit dem Begriff Tätigkeiten bezeichnet. 

Neu ist die Berücksichtigung natürlicher Strahlenquellen, die 

nicht direkt mit der eigentlichen Arbeit in Verbindung stehen. 

Gemeint sind Handlungen, die nicht zum Zweck der Nutzung 

der ionisierten Strahlung sondern die aus anderen 

Gründen nur an diesen Orten mit erhöhter Strahlenexposition 

ausgeführt werden können. Diese Handlungen werden in 

der Strahlenschutzverordnung Arbeiten genannt. Arbeiten 

im Sinne der Strahlenschutzverordnung sind beispielsweise 

Bergwerksarbeiten, ausgenommen die Gewinnung von 

Uranerzen, da hier die zielgerichtete Nutzung des Urans beabsichtigt 

ist. 

Ebenso gehört das fliegende Personal in Flugzeugen (Flugbegleiter, 

Piloten), das der extraterrestrischen (Höhen-) 

Strahlung verstärkt ausgesetzt ist, zu den beruflich strahlenexponierten 

Personen. Die Arbeitgeber sind angehalten zu 

prüfen, ob eine Bestimmung der Körperdosis notwendig ist, 

d.h. ob die effektive Jahresdosis des fliegenden Personals 

über 1 mSv liegt. Die Strahlenexposition ist umso größer, je 

höher die Flughöhe ist, da die abschirmende Wirkung der 

217

Atmosphäre mit zunehmender Höhe abnimmt. Über den Polen, 

an denen die Magnetfeldlinien senkrecht auf der Erdoberfläche 

stehen, fällt zusätzlich die Schutzwirkung des 

Erdmagnetfeldes weg, das vor Strahlung geladener Teilchen 

wie den Elektronen schützt. Daher ist die Strahlenexposition 

auf den Polrouten, die wegen des kurzen Weges die bevorzugte 

Verbindung zwischen Europa und Nordamerika sind, 

besonders groß. Diese bedeutet allerdings nach heutigem 

Wissensstand keine Gefährdung für den einzelnen Touristen, 

der auf dieser Strecke nur wenige Male im Jahr fliegt 

(ca. 0,05 mSv pro Transatlantikflug). Erst die vielen Flugstunden 

der Berufsflieger erhöhen deren Strahlenbelastung 

deutlich. 

Eine Berufsgruppe, die bislang selten mit einer erhöhten 

Strahlenexposition in Verbindung gebracht wurde, sind die 

Mitarbeiter der Wasserwirtschaft. Dabei gehören sie zu den 

am stärksten exponierten Berufsgruppen. Praktisch jede 

Quelle in Bayern spült mit dem Wasser nicht unerhebliche 

Mengen Radon, ein Zerfallsprodukt des Uran-238, aus dem 

Gestein an die Oberfläche. In geschlossenen Räumen, wie 

z. B. den Trinkwasserspeichern, kann die Konzentration des 

Edelgases Radon, ein Alphastrahler, in der Raumluft erhöhte 

Werte annehmen. Eine Überwachung der Mitarbeiter wird 

in vielen Fällen angebracht sein. Auf dem Weg von der 

Quelle zum Wasserhahn hat sich das Radon durch die 

Wasserbewegung verflüchtigt, so dass für den Endverbraucher 

kein Gefährdungspotential besteht. 

Strahlenschutzvorsorgegesetz (StrVG) 

Messungen der Aktivitätskonzentrationen in der Umwelt 

werden bereits seit den 50iger Jahren durchgeführt. Bundesweit 

waren aber weder die Messdatenerfassung noch 

die Interpretation derselben einheitlich geregelt. Außerdem 

führten widersprüchliche Empfehlungen zu Verwirrungen der 

Bürger nach dem Unglück in Tschernobyl 1986. Mit dem 

Strahlenschutzvorsorgegesetz (StrVG) /STR-86/ sollte diese 

Misere beseitigt werden. Das StrVG regelt Aufgaben und 

Kompetenzen von Bund und Ländern im Ereignisfall, d.h. im 

Falle von großräumigen Verfrachtungen von Radioaktivität 

auf das Gebiet der Bundesrepublik. 

218

Zu den Aufgaben des Bundes zählen insbesondere: 

- Großräumige Ermittlung der Umweltradioaktivität 

- Entwicklung und Festlegung von Mess- und Berechnungsverfahren 

- Aufbereitung, Sammlung und Bewertung der Umweltradioaktivitätsdaten 

Die Aufgaben der Länder bestehen in erster Linie in: 

- Ermittlung der Radioaktivität in bestimmten Umweltbereichen 

- Übermittlung der Daten an die Bundeszentrale 

- Umsetzung von Vorsorgemaßnahmen 

Auf der Grundlage des Strahlenschutzvorsorgegesetzes 

können Bundesbehörden Empfehlungen von Verhaltensweisen 

zum Schutz der Bevölkerung aussprechen sowie Verbote 

und Beschränkungen bei Lebensmitteln, Futtermitteln, 

Arzneimitteln und sonstigen Stoffen aussprechen, um den 

Radioaktivitätseintrag in die Ernährungsketten zu begrenzen. 

- Immissions- und Emissionsüberwachung 

Die Zuständigkeiten für die Messungen der Umweltradioaktivität 

sind zwischen Bund und Ländern aufgeteilt. Der Bund 

ist verantwortlich für die großräumige Überwachung der 

Ortsdosisleistung und der Aktivitätskonzentration in der Luft 

und in den Niederschlägen. Hierzu wurde ein flächendeckendes 

Netz von über 2000 automatischen Messstellen errichtet, 

die Daten rund um die Uhr ermitteln und an die Leitstellen 

weiterleiten. Weiterhin gibt der Bund auch die Messund 

Analyseverfahren für die von den Ländern durchzuführenden 

Radioaktivitätsermittlungen vor. 

Die Länder sind verpflichtet, die Aktivitätskonzentrationen im 

Boden und im Wasser, in der Nahrung und in Medikamenten 

zu bestimmen. Dies geschieht durch Auswertung von Stichproben, 

die nach einheitlichen Vorgaben gesammelt werden. 

Die von den Ländern erhobenen Daten werden ebenfalls 

an eine Bundeszentralstelle weitergeleitet. Im Rahmen 

dieses Umweltüberwachungsprogramms werden zur Zeit in 

Bayern jährlich rd. 7000 Messdaten erhoben. Ein landeseigenes 

Überwachungsprogramm liefert zusätzlich mehrere 

100 weitere Messungen in verschiedensten Medien, u. a. 

219

auch bei Wild und wild wachsenden Pilzen. Als Serviceleistung 

für den Bürger können die in Bayern ermittelten Messwerte 

auf den Internetseiten des Landesamtes für Umwelt 

unter http://www.bayern.de/lfu/strahlen/ abgerufen werden. 

Zur Sammlung, Bearbeitung und Darstellung der aus den 

verschiedenen Radioaktivitätsüberwachungsprogrammen 

gewonnenen Daten hat der Bund Anfang 1994 das Integrierte 

Mess- und Informationssystem zur Überwachung der 

Umweltradioaktivität (IMIS) eingerichtet. In dieses System 

werden auch die in Bayern gesammelten Daten zur Umweltradioaktivität 

vom zuständigen Landesamt für Umwelt eingespeist 

und auf diese Weise allgemein verfügbar gemacht. 

Auch die Daten der automatischen Messnetze des Bundes 

sowie die Daten aus rd. 40 Messlaboren in den Ländern 

fließen hier ein. 

Die Auswertung der so gewonnenen Daten im IMIS-System 

ermöglicht einen schnellen Überblick über die großflächige 

radiologische Belastungssituation. Darauf wiederum würden 

sich die Empfehlungen der zuständigen Bundsbehörden 

zum vorsorgenden Schutz der Bevölkerung gründen. 

Außerdem betreibt das Bayerische Landesamt für Umwelt 

ein eigenes flächendeckendes Messsystem, das bayerische 

Immissionsmessnetz für Radioaktivität (IfR). Die Messstationen 

überwachen ebenfalls automatisch und kontinuierlich 

die Ortsdosisleistung und die Aktivitätskonzentrationen in 

der Luft. Das IfR ist ein unabhängiges Messnetz zur Früherkennung 

erhöhter Luftaktivitätskonzentration. Es ist wie das 

IMIS nach den Erfahrungen mit dem Tschernobyl-Unglück 

entstanden. Bis dahin existierte lediglich das 1978 errichtete 

bayerische Kernreaktor-Fernüberwachungssystem (KFÜ). 

Mit seinen ringförmig um die Kernreaktoren angeordneten 

Messsonden war es das weltweit erste System zur automatischen 

Immissionsüberwachung. Damit sollen Unregelmäßigkeiten 

im Betrieb und Emissionen radioaktiver Stoffe aus 

den Anlagen frühzeitig entdeckt werden können. Weitere 

Einzelheiten zur Überwachung der Umweltradioaktivität in 

Bayern sind in Kapitel 6.3 zu finden. 

Die Immissionsüberwachung wird durch die Emissionskontrolle 

wirkungsvoll ergänzt, z. B. durch das KFÜ, das auch 

der Überwachung der Aktivitätsemissionen dient. Daher soll 

220

in diesem Kapitel ebenfalls die Emissionsüberwachung besprochen 

werden, die in der Strahlenschutzverordnung 

(StrlSchV § 48) geregelt ist. Der Betreiber einer Anlage, in 

der mit radioaktiven Stoffen umgegangen wird, muss für die 

kontinuierliche Überwachung der Abluft und des Abwassers 

sorgen. Die abgegebenen Aktivitätskonzentrationen, aufgeschlüsselt 

nach den einzelnen Nukliden, sind mindestens 

einmal jährlich an das Landesamt für Umwelt zu melden. 

Darüber hinaus ist das Landesamt für Umwelt selber oder 

ein von ihm beauftragter Sachverständiger jederzeit berechtigt, 

die Grundstücke bzw. Anlagen zu betreten, Proben zu 

ziehen und Messungen der Radioaktivitätskonzentrationen 

vorzunehmen. 

- Höchstwerte der Aktivitätskonzentration in Luft und 

Wasser 

Bei der Festlegung der Höchstwerte für die Aktivitätskonzentrationen 

in Abwasser und Abluft aus Strahlenschutzbereichen 

werden analog zu der Festlegung der Grenzwerte 

für die Freigabe die möglichen Expositionspfade berücksichtigt. 

Unterschieden wird hier zwischen der direkten Einwirkung, 

wie z. B. der Aufenthalt im Abluft- bzw. Abwasserstrom, 

und der indirekten Einwirkung über die Aufnahme mit 

der pflanzlichen und tierischen Nahrung. Zur Festlegung der 

indirekten Einwirkungen sind detaillierte radioökologische 

Berechnungen notwendig, die das Verhalten radioaktiver 

Stoffe in der Biosphäre beschreiben. Es handelt sich dabei 

um sehr komplexe Vorgänge (siehe auch Kapitel 4.1), wie 

- Ausbreitungs- und Verdünnungsvorgänge in Luft, Wasser 

und Boden, 

- Ablagerungen auf Boden und Pflanzen, 

- Verteilungs- und Anreicherungsvorgänge in Pflanze und Tier, 

- Verhalten der mit Nahrung und Atemluft aufgenommenen 

radioaktiven Stoffe im Körper des Menschen. 

Die Verfolgung des Weges radioaktiver Stoffe vom Abgabeort 

bis in ein menschliches Organ erlaubt die Abschätzung 

der möglichen Strahlenexposition des Menschen und damit 

auch die Festlegung maximal zulässiger Ableitungswerte 

(Emissionswerte) für bestimmte radioaktive Stoffe aus kern- 

221

technischen Anlagen. In die Berechnung gehen auch einige 

unsichere Faktoren ein, wie z. B. Annahmen über die Wetterlage 

und damit der Ausbreitung der Aktivität oder die Lebensgewohnheiten 

der Bevölkerung. Generell darf die effektive 

Dosis für eine Einzelperson der Bevölkerung, die sich 

an der ungünstigsten Stelle aufhält, 0,3 mSv im Jahr nicht 

überschreiten. 

Für die Betreiber einer Anlage oder Einrichtung, die keine 

Kernbrennstoffe verarbeitet oder lagert, das sind z. B. die 

Forschungslaboratorien der Physik oder der Radiochemie 

und die Nuklearmedizin, ergeben sich Erleichterungen. Hier 

ist die aufwändige Berechnung der möglichen Strahlenexposition 

nicht nötig. Stattdessen sind in der Strahlenschutzverordnung 

nuklidspezifische Grenzwerte für die Aktivitätskonzentrationen 

in Abluft und Abwasser vorgegeben, die im 

Jahresmittel eingehalten werden müssen (vgl. Tabelle 5.4). 

Die Grenzwerte sind so gewählt, dass eine Gefährdung der 

Bevölkerung ausgeschlossen ist. Sind mehrere Nuklide im 

Abwasser bzw. in der Abluft enthalten, dann gilt auch hier 

wiederum die Summenformel, um ein Ansteigen des Gefährdungspotentials 

zu verhindern. 

Radionuklid 

A = Aerosol (Luft) 

B = elementar (Luft) in der Luft 

O = organisch 

in Bq/m 3 

im Wasser 

in Bq/m 3 

H-3 A 1 E+2 1 E+7 

H-3 O 1 E+2 1 E+6 

C-14 A 6 6 E+5 

F-18 A 5 E+2 2 E+6 

Co-60 A 1 2 E+4 

Tc- 

99m 

A 2 E+3 4 E+6 

I-131 E 5 E-1 5 E+3 

Cs- 

137 

A 9 E-1 3 E+4 

U-235 A 4 E-3 3 E+3 

U-238 A 5 E-3 3 E+3 

Tab. 5.4 Grenzwerte einiger Radionuklide für Aktivitätskonzentrationen 

aus Strahlenschutzbereichen (StrlSchV Anlage VII 

Tabelle 4 /STR-01/) 

222

5.3 Genehmigungspflicht des Umgangs mit radioaktiven 

Stoffen 

In den Paragraphen 3, 4, 6, 7 und 9 des Atomgesetzes heißt 

es sinngemäß: Wer mit radioaktiven Stoffen umgeht, bedarf 

einer Genehmigung. Entsprechende Paragraphen finden 

sich in der Strahlenschutzverordnung für den Umgang mit 

radioaktiven Stoffen und den Betrieb von Anlagen, die ionisierende 

Strahlung erzeugen. Ausgenommen ist der Umgang 

mit radioaktiven Stoffen unterhalb der Freigrenze, wobei 

bei Nuklidgemischen wiederum die Summenformel zu 

berücksichtigen ist. Ist einmal eine Genehmigung für ein bestimmtes 

Radionuklid notwendig und erteilt, so muss auch 

für alle weiteren Nuklide, mit denen umgegangen werden 

soll, eine Genehmigung eingeholt werden, auch wenn die 

entsprechenden Mengen unterhalb der Freigrenze liegen. 

Genehmigungsvoraussetzungen 

(Rechtfertigung, Sicherheitsanforderungen) 

Die erste Voraussetzung zur Genehmigung des Umgangs 

mit radioaktiven Stoffen ist bereits in den Strahlenschutzgrundsätzen 

festgelegt. Hierin heißt es, dass der Nutzen aus 

einem Umgang größer sein muss als die möglichen Gefahren. 

Nur ein gerechtfertigter Umgang, der überwiegenden öffentlichen 

Interessen nicht entgegensteht, ist genehmigungsfähig. 

Weiterhin muss die Zuverlässigkeit des Antragstellers, des 

Strahlenschutzverantwortlichen, gegeben sein. Der Strahlenschutzverantwortliche 

bestellt zu seiner Unterstützung eine 

ausreichende Anzahl Strahlenschutzbeauftragte. Die 

Strahlenschutzbeauftragten sorgen in ihrem jeweiligen, vorher 

festgelegten Aufgabenbereich für die Einhaltung der 

Schutzvorschriften und der in der Genehmigung festgeschriebenen 

Auflagen. Verantwortlich für den Schutz von 

Mensch und Umwelt bleibt der Strahlenschutzverantwortliche. 

Die Strahlenschutzbeauftragten müssen ihre Fachkunde 

im Strahlenschutz nachweisen, die durch eine geeignete 

Ausbildung, durch praktische Erfahrung und durch die erfolgreiche 

Teilnahme an anerkannten Kursen erworben wird. 

Alle übrigen Mitarbeiter müssen wenigstens Kenntnisse im 

Umgang mit radioaktiven Stoffen und ionisierender Strahlung 

besitzen. 

223

Bei der Anwendung radioaktiver Stoffe am Menschen in der 

Medizin muss der Antragsteller oder wenigstens ein Strahlenschutzbeauftragter 

als Arzt approbiert sein. Die erforderliche 

Fachkunde zur Bestellung als Strahlenschutzbeauftragter 

erhält der Arzt in der Regel mit der Facharztprüfung 

in einer der drei Strahlenfächern, Radiologie, Strahlentherapie 

und Nuklearmedizin, wobei nur in den letzten beiden Fällen 

der Umgang mit radioaktiven Stoffen gestattet ist. 

Neben der Rechtfertigung und den personellen Voraussetzungen 

müssen geeignete Räume, Ausrüstungen und 

Geräte vorhanden sein, um die geltenden Schutzvorschriften 

einhalten zu können. Neben der Gewährleistung eines 

regulären Betriebs schließt dies auch den Schutz vor äußeren 

Einwirkungen ein, durch die radioaktive Stoffe freigesetzt 

werden können. Denkbar sind Feuer und Naturereignisse, 

wie Erdbeben und Überschwemmungen, aber auch 

zerstörerische Absichten Dritter. 

Zuletzt ist für eine Ausreichende Deckungsvorsorge zu sorgen, 

d.h. der Antragsteller muss nachweisen, dass er die 

gesetzlichen Schadensersatzverpflichtungen erfüllen kann. 

Die Höhe der Deckungsvorsorge wird alle 2 Jahre von der 

zuständigen Behörde erneut festgelegt. 

Nachweis der Einhaltung der Schutzbestimmungen 

(Radioökologische Berechnungen u. a.) 

Der aufwändigste Teil im Genehmigungsverfahren ist der 

Nachweis der Einhaltung der gesetzlichen Schutzbestimmungen, 

insbesondere die Einhaltung der Grenzwerte für 

die effektive Dosis. Für den Fall einer äußeren Strahlenexposition 

durch ortsfeste Strahlenquellen geschieht dies mit 

Hilfe eines Strahlenschutzplans. Im Strahlenschutzplan wird 

die Äquivalentdosis aus den Aktivitätsmengen mit Hilfe der 

Dosisleistungskonstanten (vgl. Tabelle 5.1) unter Berücksichtigung 

des Abstandquadratgesetzes (vgl. Abb. 5.1) und 

der vorhandenen Abschirmung (vgl. Abb. 1.5) berechnet. 

Hieraus ergibt sich auch die Notwendigkeit der Einrichtung 

von Strahlenschutzbereichen und die Pflicht der Überwachung 

der Personendosis der Mitarbeiter. 

Ferner müssen die Aktivitätskonzentrationen aller Ableitungen 

aus der Anlage kontrolliert werden. Je nach Verbreitung 

224

der Radionuklide in der Umwelt kann sich hieraus sowohl 

eine äußere wie auch eine innere Strahlenexposition für 

Einzelpersonen der Bevölkerung ergeben. Zu deren Abschätzung 

sind detaillierte radioökologische Berechnungen 

vorzulegen, die alle denkbaren Expositionspfade berücksichtigen. 

Das in seinen Abläufen außerordentlich komplexe radioökologische 

Geschehen lässt sich nicht in allen Details vollständig 

mathematisch erfassen. Eine Abschätzung der höchstmöglichen 

Dosis ist jedoch durch eine modellhafte Beschreibung 

durchaus möglich. Dazu werden alle notwendigen 

Annahmen so getroffen, dass sie stets den ungünstigsten 

Fall mit einbeziehen. 

Das Ergebnis eines solchen Vorgehens ist ein Rechenwert, 

der insgesamt höher liegt, als es der Realität entspricht, also 

„konservativ“ ist. Die Anwendung der Berechnungsprinzipien 

auf die Messwerte der Radioaktivität aus den Ablagerungen 

nach dem Tschernobyl-Unfall hat nun gezeigt, dass in allen 

Fällen die Strahlendosis überschätzt wurde. Die Rechenwerte 

lagen also in der Tat auf der sicheren Seite. 

Bei radioökologischen Berechungen im Rahmen des atomrechtlichen 

Genehmigungsverfahrens muss nicht jeder Einzelwert, 

sondern das Gesamtergebnis konservativ sein. So 

überschätzt beispielsweise der überdurchschnittlich hoch 

angenommene Nahrungsverbrauch der Referenzperson die 

stark unterschiedlichen Ernährungsgewohnheiten von Einzelpersonen, 

wie extremen Fleischessern, Vegetariern und 

anderen. Die für die Referenzperson errechneten Höchstdosen 

werden deshalb von real existierenden Personen mit Sicherheit 

nicht erreicht. 

Für Überwachungsmessungen muss eine ausreichende Anzahl 

von Messinstrumenten zur Erfassung der Aktivitätskonzentrationen 

im Abfall, im Abwasser und in der Abluft vorhanden 

sein. Das Landesamt für Umwelt schreibt die Messprotokolle 

vor und kann im Einzelfall die korrekte Durchführung 

der Messungen kontrollieren. Genauso müssen Messgeräte 

zur Feststellung von Personenkontaminationen verfügbar 

sein und gegebenenfalls geeignete Dekontaminationseinrichtungen. 

Der Nachweis, dass alle Mitarbeiter mit den betriebsinternen 

Regelungen zum Einhalten der Schutzmaßnahmen vertraut 

225

gemacht worden sind, wird durch eine Strahlenschutzanweisung 

erbracht. Die Strahlenschutzanweisung wird von den 

zuständigen Strahlenschutzbeauftragten erstellt und ist von 

allen Mitarbeitern zur Kenntnis zu nehmen. Sie enthält alle 

Verhaltensweisen zum Umgang mit radioaktiven Stoffen im 

normalen Betrieb, sowie Verhaltensanweisungen bei möglichen 

Unfällen. Zudem müssen alle Mitarbeiter jährlich im 

Umgang mit radioaktiven Stoffen unterwiesen werden. Neben 

der Auffrischung allgemeiner Strahlenschutzgrundsätze 

soll hierbei auch auf betriebsspezifische Besonderheiten 

und Neuerungen hingewiesen werden. 

Ist der Umgang genehmigt und die Anlage in Betrieb, überprüft 

das Landesamt für Umwelt die Einhaltung aller 

Schutzmaßnahmen und Auflagen. Außerdem besteht eine 

Mitteilungspflicht über jeglichen Zu- und Abgang von Aktivitäten 

mit ihrem jeweiligen Verbleib. Die Überprüfung wird in 

regelmäßigen Abständen in Form einer Begehung der Einrichtung 

vollzogen. Neben der augenscheinlichen Begutachtung 

der örtlichen Gegebenheiten sind den Prüfern die Dokumentation 

der regelmäßigen Qualitätskontrollen der verwendeten 

Messgeräte, die Aufzeichnungen über die jährliche 

Unterweisung der Mitarbeiter und die Bestätigung ihrer 

Fachkunde bzw. Kenntnisse vorzulegen. 

5.4 Literatur 

Atomgesetz (1985). (/ATG- 

85/).http://bundesrecht.juris.de/atg/index.html. 

Dosiskoeffizienten bei äußerer und innerer Strahlenexposition. 

Bundesanzeiger (/BUA-01/). (2001). 160 a und b. 

Röntgenverordnung (2001). (/RÖV-01/). 

http://bundesrecht.juris.de/strlschv_2001/index.html. 

Strahlenschutzvorsorgegesetz (1986). (/STR-86/). 

http://bundesrecht.juris.de/strvg/index.html. 

Strahlenschutzverordnung (2001). (/STR-01/). 

http://bundesrecht.juris.de/bundesrecht/strlschv_2001/ 

gesamt.pdf. 

226

6. Vorsorgemaßnahmen bei Strahlenunfällen 

6.1 Reaktorunfälle (Beispiel Tschernobyl) 

Reaktorunfälle vor Tschernobyl 

Im Oktober 1957 kam es in Windscale, UK, in einem gasgekühlten 

Reaktor mit Graphitkern ohne Sicherheitscontainment 

zu einem schweren Unfall. Die Überhitzung des 

Graphitkerns führte zu einem Brand, der nur unter größten 

Schwierigkeiten am nächsten Tag gelöscht werden konnte. 

Es folgte eine Freisetzung von Radioaktivität, wobei Partikel 

von vorhandenen Filtern zurückgehalten werden konnten. 

Insgesamt wurden ca. 750 TBq flüchtiges I-131 in die Atmosphäre 

freigesetzt. In einem Umfeld von 300 Quadratkilometern 

wurde kontaminierte Milch für die Dauer von einem Monat 

mit einem Verzehrsverbot belegt. Die kollektive Schilddrüsendosis 

für die englische Bevölkerung wurde mit 

2,5*10 4 Personen-Sievert geschätzt. Hieraus wurden zusätzlich 

6,5 Schilddrüsenkrebsfälle pro Jahr abgeschätzt, die 

bei einer erwarteten natürlichen Inzidenz von über 600 pro 

Jahr statistisch nicht nachweisbar sind. 

Im März 1979 ereignete sich ein schwerer Unfall im Kernkraftwerk 

Three Mile Island in Harrisburg, Pennsylvania, 

USA. Hierbei handelt es sich um einen wassergekühlten 

Reaktor mit Sicherheitscontainment. Aufgrund einer Verkettung 

von Fehlern in der Bedienung des Reaktors kam es zu 

einem Versagen der Haupt- und Notkühlung. Die Folge war 

eine Kernschädigung mit einer Freisetzung von rund 50 % 

des Reaktorinventars an Radiocäsium und 40 % an Radioiod. 

Diese enormen Radioaktivitätsmengen wurden aber 

weitgehend vom Reaktorgebäude zurückgehalten, so dass 

kein Radiocäsium und nur ein sehr geringer Teil (0,00002 %) 

des Radioiods in die Umgebung entwichen. Die Gesamtmenge 

an freigesetztem Iod wurde mit 550 GBq geschätzt. 

Systematische Untersuchungen der exponierten Bevölkerung 

ergaben keine eindeutigen Hinweise dafür, dass die 

Freisetzung zu einer Erhöhung der Krebsmortalität geführt 

hat. 

227

Der Tschernobylunfall 

Am 26. April 1986 ereignete sich im Reaktorblock 4 der 

ukrainischen Kernkraftwerksanlage Tschernobyl 100 km 

nördlich von Kiew unweit der Grenze zu Weißrussland der 

folgenschwerste Unfall in der Geschichte der zivilen Nutzung 

der Kernenergie. Die Bedienmannschaft hatte einen 

unangekündigten Test des Kühlsystems nach Abschalten 

der Elektrizitätsversorgung für die Turbinen vorgenommen. 

Der Graphit moderierte Reaktor, der über kein heutigen 

Maßstäben genügendes Reaktordruckgefäß und kein Sicherheitscontainment 

verfügte, geriet innerhalb kürzester 

Zeit außer Kontrolle. 

Abb. 6.1 Der havarierte Reaktorblock 4 des KKW Tschernobyl 

am 26.04.1986 (Russian Research Centre „Kurchatov Institute“ 

1996) 

Aufgrund der speziellen Bauweise des Reaktors führte die 

sich verstärkende Kettenreaktion zur Explosion des Reaktorkerns, 

wobei die Sprengkraft mit 30-40 t TNT gleichgesetzt 

wurde. Freigesetzt wurden große Teile des radioaktiven 

Reaktorinventars von etwa 40–50 % des Radiocäsiums 

und des Radioiods. Da der Graphitbrand innerhalb eines 

228

Zeitraums von 10 Tagen nicht gelöscht werden konnte, wurden 

täglich etwa 10 16 Bq I-131 und 10 15 Bq Cs-137 freigesetzt. 

Abb. 6.2 Freisetzung von I-131, Te-132 und Cs-137 während 

des Brands des Reaktorblocks 4 des KKW Tschernobyl in den 

10 Tagen nach dem 26.04.1986 (UNSCEAR 2000) 

Infolge der heftigen Explosion und des Feuers reichte die 

radioaktive Wolke bis zu 10 km hoch und führte zu einer 

Verfrachtung des radioaktiven Materials über Teile der 

Ukraine, Russlands und Weißrusslands. Die Wolke wurde 

aufgrund der anfangs vorherrschenden Winde zunächst 

nach Nordwesten abgetrieben, was dazu führte, dass vor allem 

weißrussische Gebiete (wie z. B. um die Großstadt Gomel 

herum) besonders vom Fallout betroffen wurden. Aber 

auch das Gebiet unmittelbar um den Reaktor und die Nachbarstadt 

Pripyat wurden erheblich kontaminiert. Die Bevölkerung 

von Pripyat wurde innerhalb von 2 Tagen evakuiert und 

die Einwohner der Dörfer innerhalb einer 30-km-Zone in der 

Folgezeit. Insgesamt wurden etwa 30.000 Quadratkilometer 

mit mehr als 185 kBq/m 2 kontaminiert, was die Evakuierung 

von rund 115.000 Einwohnern zur Folge hatte. In den Jahren 

nach dem Unfall wurden zusätzlich 210.000 Einwohner 

in weniger kontaminierte Gebiete umgesiedelt. 

229

Abb. 6.3 Kontamination der näheren und weiteren Umgebung 

des Tschernobylreaktors mit Cs-137 (UNSCEAR 2000) 

Nachdem die Windrichtung in den folgenden Tagen mehrfach 

wechselte, wurden auch weiter entfernte Gebiete Europas 

zum Teil erheblich kontaminiert. In Skandinavien beispielsweise 

wurden Expositionen von Cäsium-137 bis zu 

120 kBq/m 2 gemessen. Aufgrund einer ausschließlich stabilen, 

mehrere Tage andauernden Ostwindlage zog die radioaktive 

Wolke auch über Deutschland hinweg, wobei sie insbesondere 

im süddeutschen Raum durch stärkere Regenfälle 

niedergeschlagen wurde. Südlich der Donau und im Bayerischen 

Wald wurde zwischen 10 und 50 kBq/m 2 Cäsium- 

137 am Boden gemessen. 

230

Abb. 6.4 Radioaktivitätsverfrachtungen während 7 Tagen nach der 

Reaktorkatastrophe in Tschernobyl am 26.04.1986 (GRS 1996) 

Gesundheitliche Folgen des Tschernobylunfalls 

Die gesundheitlichen Folgen der Tschernobylkatastrophe 

wurden kürzlich von dem Tschernobylforum, einer Initiative 

der Weltgesundheitsorganisation (WHO) und der Internationalen 

Atomenergie-Organisation (IAEO), bewertet. Zu diesem 

Tschernobylforum zählten zahlreiche internationale Experten 

sowie Vertreter der Wissenschaft aus den von der Tschernobylkatastrophe 

betroffenen Ländern Ukraine, Weißrussland 

und Russland. Das Tschernobylforum machte sich zur Aufgabe, 

die im Bericht des United Nations Scientific Committee 

on the Effects of Atomic Radiation (UNSCEAR) aus dem Jahre 

2000 publizierten Daten zu den Folgen des Tschernobylunfalls 

zur aktualisieren und durch neuere Publikationen in „peer 

reviewed journals“ sowie durch Berichte staatlicher Einrichtungen 

der betroffenen Länder zu ergänzen. 

231

Mangels Verfügbarkeit geeigneter Messinstrumente und der 

Durchführung systematischer Untersuchungen in der Bevölkerung 

unmittelbar nach der Katastrophe ist die Datenlage 

zu den Strahlendosen der Bevölkerung relativ schlecht. Hinzu 

kommt, dass die Exposition auf den kontaminierten Gebieten 

teilweise relativ niedrig ist. Hiervon ist allerdings die 

hohe, besser dokumentierte Strahlenbelastung der Schilddrüse, 

die vor allem auf den Verzehr kontaminierter Milch 

zurückzuführen ist, abzugrenzen. Auch zu den hoch exponierten 

Ersthelfern auf der Kernkraftwerksanlage liegen belastbarere 

Dosisabschätzungen vor. 

Was die gesundheitlichen Risiken infolge des Tschernobylunfalls 

betrifft, so ist zu berücksichtigen, dass die Lebenserwartung 

der davon betroffenen Bevölkerung nach dem Zusammenbruch 

der Sowjetunion auch in nicht kontaminierten 

Regionen dramatisch abgenommen hat. Über einen Zeitraum 

von 15 Jahren reduzierte sich die durchschnittliche 

Lebenserwartung für einen Mann von 70 auf 61 Jahre in 

Russland und von 67 auf 61 Jahre in der Ukraine (zum Vergleich: 

die durchschnittliche Lebenserwartung für Männer in 

Westeuropa liegt derzeit bei 75 Jahren). Man geht davon 

aus, dass die reduzierte Lebenserwartung durch die Verschlechterung 

der sozioökonomischen Bedingungen und 

des Gesundheitssystems bedingt ist. 

Die von der Expertengruppe analysierten Studien weisen 

leider häufig Mängel durch kleine Fallzahlen oder unzulängliche 

Kontrollgruppen auf. Der Einfluss des Rauchens und 

des Alkoholkonsums kann zu starken Veränderungen der 

Mortalität und Morbidität führen (insbesondere verschiedener 

Krebs- und kardiovaskulärer Erkrankungen). Ohne Zweifel 

kann die psychische Belastung durch bestehende oder 

vermutete Strahlenexposition zu einer Zunahme des Tabakoder 

Alkoholkonsums führen, was den Anstieg der Häufigkeit 

von Krebs und kardiovaskulärer Erkrankungen zur Folge 

haben kann, ohne dass Strahlung hierbei direkt die Ursache 

ist. 

Bei den gesundheitlichen Effekten müssen stochastische 

von deterministischen Strahleneffekten unterschieden werden 

(vgl. Kapitel 2.2). 

232

- Exponierte Personen 

Die von der Tschernobylkatastrophe betroffene Bevölkerung 

kann in drei Kategorien eingeteilt werden: 

� So genannte Liquidatoren, die unmittelbar nach dem 

Reaktorunfall oder später während der Aufräumphase 

strahlenexponiert wurden. Besonders hoch exponiert waren 

die 150 zum Zeitpunkt des Unfalls auf der Anlage beschäftigten 

Mitarbeiter. In den Jahren 1986 und 1987 

setzte man 240.000 Liquidatoren zur Beseitigung der 

Folgen der Reaktorkatastrophe ein. Bis 1990 wurde eine 

große Zahl weiterer ziviler und militärischer Kräfte hinzugezogen, 

so dass insgesamt 600.000 Personen an den 

Aufräumarbeiten beteiligt waren. Das gesamte Einsatzpersonal 

erhielt spezielle Zertifikate als Liquidatoren und 

damit auch soziale Vergünstigungen. Es muss allerdings 

davon ausgegangen werden, dass nur ein kleiner Teil 

dieses Personenkreises hoch exponiert war, während der 

weitaus größte Teil der Liquidatoren, der in einiger Entfernung 

von der Anlage und auch zu späten Zeitpunkten 

eingesetzt wurde, allenfalls niedrige Strahlendosen erhielt. 

� Einwohner, die aus kontaminierten Gebieten evakuiert 

wurden. Hierbei handelt es sich um 116.000 Personen, 

die im Jahre 1986 aus der Umgebung des Tschernobylreaktors 

evakuiert wurden und zusätzliche 220.000 

Personen, die nach 1986 aus verschiedenen, relativ hoch 

kontaminierten Gebieten Weißrusslands, Russlands und 

der Ukraine umgesiedelt wurden. 

� Einwohner kontaminierter Gebiete, die nicht evakuiert 

wurden. Es wird geschätzt, dass rund 5 Mio. Einwohner 

auf geringer kontaminierten Gebieten leben, für die eine 

Evakuierung als nicht erforderlich ertrachtet wurde. 

Die Art der Exposition war dabei meist unterschiedlich, so 

wurden die Ersthelfer und die höher exponierten Liquidatoren 

hauptsächlich einer äußeren Strahlenexposition ausgesetzt 

(durch Gamma- und Betastrahlung während der Tätigkeit 

auf der Anlage). Die allgemeine Bevölkerung wurde einerseits 

Direktstrahlung aus der radioaktiven Wolke und 

233

später von auf dem Boden deponierten Radionukliden ausgesetzt. 

Hinzukommt die mögliche Inhalation von Radioaktivität 

aus der Luft und die Ingestion von kontaminierter Nahrung 

und Wasser. 

- Strahlendosen 

Nachdem sich 1991–1992 erstmals zeigte, dass die steigende 

Häufigkeit von Schilddrüsenkrebs bei Kindern in Zusammenhang 

mit der Strahlenexposition zu bringen ist, wurden 

die Schilddrüsendosen intensiv untersucht. Sie variieren 

über einen weiten Bereich in Abhängigkeit vom Lebensalter 

der exponierten Personen, der Höhe der Bodenkontamination, 

dem Milchverzehr und der Höhe der Aktivitätskonzentration 

in der Milch. Die individuellen Schilddrüsendosen erreichten 

bis zu 50 Gy, mit durchschnittlichen Dosen zwischen 

0,03 und 0,3 Gy. Die Einschätzung dieser Schilddrüsendosen 

basieren auf rund 350.000 Messungen, die innerhalb 

weniger Wochen nach dem Unfall bei Einwohnern 

Weißrusslands, der Ukraine und Russlands durchgeführt 

wurden. Was die Strahleneffekte an der Schilddrüse betrifft, 

so ist zu berücksichtigen, dass die kontaminierten Gegenden 

Weißrusslands, Russlands und der Ukraine zum Teil als 

Gebiete mit mildem oder moderatem Iodmangel zu betrachten 

sind. Mit der verringerten Zufuhr stabilen Iods nehmen 

die Schilddrüsenmasse und die Aufnahme von Iod-131 zu. 

Iodtabletten zur Blockierung der Aufnahme von Radioiod 

wurden nur vereinzelt (wie z. B. in der Stadt Pripyat) innerhalb 

von 6 bis 30 Stunden nach der Freisetzung von Radioiod 

verteilt. Man nimmt an, dass dies bei den Einwohnern 

Pripyats zu einer Reduktion der Schilddrüsendosis um etwa 

den Faktor 6 geführt hat. Im übrigen hat sich die Iodblockade 

in Polen, wo ebenfalls erhebliche Expositionen mit I-131 

zu vermelden waren, außerordentlich bewährt. 

Die Anlagenmitarbeiter und Ersthelfer erhielten Strahlendosen 

zwischen einigen Gy bis zu 16 Gy. Von den derart hoch 

exponierten verstarben 28 innerhalb der ersten 4 Monate 

nach der Strahlenexposition. Die Dosen, die bei den Liquidatoren 

registriert wurden, erreichten bis zu 500 mGy, mit 

einer durchschnittlichen Dosis von etwa 100 mGy. 

234

Die Strahlenexposition der Bevölkerung im Zeitraum 1986 

bis 2005 wird mit wenigen mSv bis zu einigen 100 mSv 

geschätzt, wobei die Durchschnittsdosen zwischen 10 und 

20 mSv liegen (zum Vergleich: Die durchschnittliche Dosis 

durch natürliche Umgebungsstrahlung in Deutschland pro 

Person liegt bei etwa 2,4 mSv/Jahr. Während des gesamten 

Lebens kommt es somit zu einer akkumulierten Dosis von 

wenigstens 100 mSv). 

- Schilddrüsenerkrankungen 

Die Schilddrüse benötigt Iod als Baustein für die Schilddrüsenhormonsynthese 

und konzentriert auf die Art und 

Weise auch Radioiod sehr stark. Es ist seit langem bekannt, 

dass ionisierende Strahlung Schilddrüsenkrebs erzeugen 

kann, wobei Kinder besonders strahlenempfindlich sind. 

Zwischen 1992 und 2000 wurden in Weißrussland, Russ- 

land und der Ukraine ca. 4.000 Fälle von Schilddrüsenkrebs 

bei Kindern und Jugendlichen (jünger als 18 Jahre zum 

Zeitpunkt der Reaktorkatastrophe) diagnostiziert, wobei etwa 

die Hälfte dieser Fälle auf die Strahlenexposition zurückzuführen 

ist. Nach den vorliegenden Daten zu den Verläufen 

der Krebserkrankungen bei 1.152 Schilddrüsenkrebsfällen 

bei Kindern aus Weißrussland liegen die Überlebensraten 

für den Zeitraum 1992 bis 2002 bisher bei rund 99 %. Da die 

Schilddrüsenkrebsfälle bei einem nicht unerheblichen Teil 

dieses weißrussischen Kollektivs (ca. 20 %) in fortgeschrittenen 

Tumorstadien (N+, M+) diagnostiziert wurden, ist eine 

sichere Beurteilung der Prognose erst nach Jahrzehnten 

möglich. 

In jüngster Zeit wird auch über eine Zunahme der Schilddrüsenkrebs-Häufigkeit 

bei Erwachsenen berichtet. Bei auch in 

anderen Regionen der Welt steigenden Inzidenzen und einer 

nicht eindeutigen Korrelation der zunehmenden Inzidenzen 

bei Erwachsenen aus den unmittelbar betroffenen Gebieten 

der ehemaligen Sowjetunion mit der Strahlendosis 

durch Tschernobyl ist ein kausaler Zusammenhang bisher 

unklar. 

235

Fälle pro 100 000 

236 

Kinder (0 - 14) 

Jugendliche (15 - 18) 

Erwachsene (19 - 34) 

Jugendliche 

Erwachsene 

Kinder 

Abb. 6.5 Jährliche Inzidenz der Schilddrüsenkarzinome bei 

Kindern, Jugendlichen und jungen Erwachsenen in Weißrussland 

(Cardis et al. 2006) 

Andere Schilddrüsenerkrankungen – wie gutartige Schilddrüsenerkrankungen, 

Hypothyreose oder Autoimmunthyreo- 

iditis – wurden vereinzelt berichtet. Die Zusammenhänge 

zwischen der Strahlenexposition nach Tschernobyl und derartigen 

Beobachtungen sind jedoch noch unklar. 

- Leukämie 

Nach den Beobachtungen, die an den Überlebenden der 

Atombombenabwürfe auf Hiroshima und Nagasaki gemacht 

wurden, zählt die Leukämie zu den gesicherten Folgen einer 

Strahlenexposition. Insbesondere Kinder gelten hierbei als 

besonders strahlenempfindlich. Die vorliegenden Daten lassen 

den Schluss nicht zu, dass die Strahlenexposition durch 

Tschernobyl zu einer signifikanten Erhöhung der Rate kindlicher 

Leukämien geführt hat. Gleichermaßen liegt kein eindeutiger 

Hinweis dafür vor, dass die Leukämie bei erwachsenen 

Einwohnern der exponierten Gebiete zugenommen 

hat. Für die Liquidatoren zeichnet sich ab, dass das Risiko 

der Leukämie nach Exposition mit mehr als 150 mGy um 

den Faktor 2 zunimmt. Diese Beobachtung bedarf jedoch 

noch einer Bestätigung durch weitere Untersuchungen.

- Andere solide Tumoren als Schilddrüsenkrebs 

Nach dem aktuellen Bericht des Tschernobylforums liegen 

für die Bevölkerung bisher keine gesicherten Erkenntnisse 

über die Zunahme der Inzidenzen anderer solider Tumoren 

als Schilddrüsenkrebs durch die Tschernobylkatastrophe 

vor. Eine Ausnahme stellt allerdings möglicherweise der 

Brustkrebs bei prämenopausalen Frauen dar. Auch die Gesamtzahl 

solider Tumoren bei Liquidatoren steigt möglicherweise 

an. Für die Nicht-Schilddrüsenkrebse müssen Latenzzeiten 

von 10 bis 15 und mehr Jahren angenommen 

werden, so dass die Beobachtungszeiträume hier zum Teil 

noch zu kurz sind. 

- Andere gesundheitliche Effekte 

Die Angaben zu durch Tschernobyl bedingten Todesfällen, 

die in den letzten 20 Jahren gemacht wurden, bewegen sich 

zwischen zweistelligen und sechsstelligen Zahlen. Als gesichert 

kann gelten, dass bis heute rund 48 Personen verstorben 

sind (darunter 31 an Folgen des akuten Strahlensyndroms 

und 9 an Schilddrüsenkrebs). Angaben zu mehr als 

100.000 nach Tschernobyl verstorbenen Einwohnern der 

Ukraine beziffern die Gesamtmortalität und nicht die auf die 

Strahlenexposition zurückzuführende Sterblichkeitsrate. Die 

Gesamtzahl aller in der Zukunft zu erwartenden Todesfälle 

durch Krebs, die auf den Tschernobylunfall zurückzuführen 

sind, wird nach derzeitigen Schätzungen mit 4.000 bis maximal 

9.000 beziffert. 

Was die psychologischen Effekte der Tschernobylkatastrophe 

betrifft, so handelt es sich hierbei um das bei weitem 

größte Problem. Das Ausmaß der Tschernobylkatastrophe 

und die große Zahl der betroffenen Personen auch in wei- 

ter entfernten Gebieten mit den dadurch verbunden Fol- 

gen der Evakuierung und Umsiedelung sowie dem Verlust 

der ökonomischen Stabilität der Länder der ehemaligen 

Sowjetunion führten bei den Betroffenen zu verständli- 

chen Ängsten, massiver Verunsicherung und damit verbundenen 

psychischen und psychosomatischen Beschwerden. 

Unter den Stresssymptomen herrschen Depression und 

Angstsymptome vor; die Selbstmordrate ist stark angestiegen. 

Die Tatsache, dass diese Störungen auch von man- 

237

chen Ärzten als direkte Folgen der Strahlenexposition erklärt 

werden, verschlechtert die Befindlichkeit der betroffenen 

Personen. 

Besondere Besorgnis haben Berichte zur Störung der kindlichen 

Hirnentwicklung in utero durch die Tschernobylkatastrophe 

ausgelöst. Eine Pilotstudie der WHO und zwei 

weitere Untersuchungen ergeben hierfür jedoch keinen Hinweis. 

Bezüglich hereditärer Effekte und Sterilität bzw. Infertilität 

zeigen die Erfahrungen aus Hiroshima und Nagasaki, dass 

derartige Störungen nur oberhalb von Schwellendosen auftreten, 

mit denen allenfalls die Ersthelfer auf der Anlage exponiert 

waren. Für die Bevölkerung könnten somit derartige 

Effekte ausgeschlossen werden. Dies steht nicht in Widerspruch 

zu der Beobachtung, dass die Geburtenraten in den 

betroffenen Gebieten abgenommen haben, wobei hierfür 

andere Effekte, wie z. B. die Unsicherheit über die sozioökonomische 

Entwicklung, ursächlich verantwortlich sein 

dürften. 

Kardiovaskuläre Erkrankungen haben in den letzten Jahren 

in der Ukraine, Weißrussland und Russland stark zugenommen. 

Aus Russland wird auch über eine groß angelegte 

Studie an Liquidatoren berichtet, die eine Zunahme des relativen 

Risikos für Tod an kardiovaskulären Erkrankungen 

zeigt. Eine Korrelation mit der Strahlendosis fehlt jedoch. Es 

bedarf weiterer Studien an Ersthelfern unter Verwendung 

geeigneter Kontrollgruppen und adäquater Dosimetrie, um 

diesen Effekten nachzugehen. 

Ein weiteres in der Öffentlichkeit viel diskutiertes Thema ist 

eine auf die Strahlenexposition zurückgeführte Immunschwäche, 

auch als „Tschernobyl-AIDS“ bezeichnet. Bisher 

lassen sich für Dosen bis zu einigen 10 mGy keine eindeutigen, 

auf die Strahlenexposition zurückzuführenden Effekte 

nachweisen. 

- Strahlenexposition in Deutschland durch Tschernobyl 

Die Strahlenexposition von Menschen in Deutschland wurde 

durch folgende Expositionspfade verursacht: 

238

� Bestrahlung von außen durch radioaktive Stoffe in der 

umgebenden Luft und durch ihre Ablagerung am Boden 

� Bestrahlung von innen durch Inhalation von kontaminierter 

Luft sowie Ingestion von kontaminierten Lebensmitteln 

Die Bestrahlung aus der umgebenden Luft lieferte im Vergleich 

zu den anderen Expositionspfaden nur geringe Beiträge, 

dies gilt auch für die Inhalation von kontaminierter Luft 

(inklusive der Aufnahme von radioaktivem Iod). Die Aufnahme 

kontaminierter Nahrungsmittel (Ingestion) trug in höherem 

Maße zu der Gesamtdosis bei, die durch die Reaktorkatastrophe 

in Tschernobyl verursacht worden ist. Auch 

heute noch sind in damals hochkontaminierten Gebieten 

Wildfleisch und bestimmte Waldpilze mit langlebigem Cä- 

sium kontaminiert. 

Abb. 6.6 Strahlenexposition im ersten Jahr nach der Reaktorkatastrophe 

von Tschernobyl und als kumulative 50 Jahre- 

Folgedosis für verschiedene deutsche Gebiete in Relation zur 

Variationsbreite der natürlichen jährlichen Strahlenexposition 

(SSK 1996) 

239

Die gesamte Strahlenexposition der Menschen in Deutschland 

ist in Abb. 6.6 dargestellt. Im ersten Jahr nach der Reaktorkatastrophe 

war die zusätzliche Strahlendosis im Mittel 

kleiner als die normale Variation der jährlichen natürlichen 

Strahlenexposition, die durch Unterschiede im Aufenthaltsort 

innerhalb Deutschlands bedingt ist. Die Strahlenschutzkommission 

schätzte bereits 1996 zutreffend ab, dass die 

gesamte Lebenszeitdosis der Menschen in den relativ hoch 

kontaminierten Voralpengebieten durch den Reaktorunfall 

etwa gleich sein wird wie die Strahlendosis aus natürlichen 

Quellen innerhalb eines Jahres (2,4 mSv). Der mittlere Wert 

der Exposition für die deutsche Bevölkerung durch den 

Tschernobylunfall liegt unterhalb von einem mSv. Gesundheitliche 

Effekte für die Bevölkerung in Deutschland sind 

zwar vielfältig diskutiert worden. So finden sich Berichte 

über die Erhöhung von Missbildungen, Sterberaten bei 

Frühgeborenen und genetische Effekte (Mongolismus). Eine 

sorgfältige Überprüfung dieser Daten hat aber ergeben, 

dass gesundheitliche Effekte bei der Bevölkerung in 

Deutschland durch die Strahlendosen infolge der Reaktor- 

katastrophe in Tschernobyl nicht verursacht sein können. 

Dies gilt auch für Krebserkrankungen bzw. Krebstodesfälle. 

Aufgrund der strahlenbiologischen und klinischen Erfahrungen 

mit ionisierenden Strahlen waren derartige Effekte bei 

den aufgetretenen Strahlendosen auch nicht zu erwarten. 

Iodblockade als Maßnahme zur Strahlenschutzvorsorge 

Im Falle der Freisetzung von radioaktivem Iod durch einen 

Reaktorunfall kann die Aufnahme des radioaktiven Iods 

durch stabiles Iod in Tablettenform effektiv blockiert werden. 

Derartige Iodtabletten sind prinzipiell leicht verfügbar, preiswert 

und in geeigneter Verpackung lange haltbar. Um eine 

ausreichende Wirkung zu erzielen, muss die Tabletteneinnahme 

wenige Stunden vor oder nach der Exposition mit radioaktivem 

Iod erfolgen. 

240

Vermeidbare 

Schilddrüsendosis (%) 

Iodversorgung ausrei- 

Iodman- 

Zeit der Kaliumiodid-Gabe relativ 

zur Radioiod-Inkorporation (h) 

Abb. 6.7 Effektivität – ausgedrückt als vermeidbare Dosis in Prozent 

– der Verordnung von Kaliumiodid in Relation zur Inkorporation 

von Radioiod (in Stunden). Unterschiedliche Betrachtung für 

ausreichende (durchgezogene Linie) bzw. unzureichende (gestrichelte 

Linie) Zufuhr von Iod mit der Nahrung (Reiners 2006 

Die Iodtabletten dienen in erster Linie der Blockierung der 

Aufnahme von Radioiod durch Inhalation aus einer radioaktiven 

Wolke. Iodtabletten sollten im Prinzip nur einmal verabreicht 

werden, da ggf. zusätzliche Schutzmaßnahmen greifen 

müssen (wie Evakuierung oder Verzehrsverbot für kontaminierte 

Milch und Nahrungsmittel). 

Nach den vorliegenden epidemiologischen Erkenntnissen 

sind Ungeborene, Kleinkinder, Kinder sowie Schwangere 

und stillende Frauen besonders schutzbedürftig. Kinder bis 

zu 4 Jahren sind besonders empfindlich gegen die möglichen 

schädigenden Effekte ionisierender Strahlung. Außerdem 

nehmen kindliche Schilddrüsen – bezogen auf das geringere 

Volumen – stärker Iod auf als die Schilddrüsen älterer 

Personen. Neben dem Zeitpunkt der Verabreichung ist 

die Menge des stabilen Iods entscheidend für die Reduktion 

der Speicherung radioaktiven Iods. Eine möglichst vollständige 

Blockade wird durch die in der nachfolgenden Tabelle 

altersabhängig angegebenen Dosierungen erreicht. 

241

Personengruppe Tagesgabe 

in mg Iodid 

242 

< 1 Monat 

1–36 Monate 

3–12 Jahre 

13–45 Jahre 

> 45 Jahre 

12,5 

25 

50 

100 

0 

Tagesgabe 

in mg Kaliumiodid 

16,25 

32,5 

65 

130 

0 

Tabletten 

à 65 mg 

Kalium- 

iodid 

1/4 

1/2 

1 

2 

0 

Tab. 6.1 Empfohlene Dosis Iodid bzw. Kaliumiodid nach Alter 

(SSK 2004) 

Iodtabletten sind nur nach Aufforderung durch die zuständige 

Behörde einzunehmen. Schwangere und Stillende erhalten 

die gleiche Ioddosis wie die Gruppe der 13- bis 45-Jährigen. 

Im Regelfall ist eine einmalige Einnahme der Iodtabletten 

ausreichend, im Ausnahmefall kann die zuständige 

Behörde eine weitere Tabletteneinnahme empfehlen. Die 

Tabletteneinnahme ist jedoch bei Neugeborenen stets auf 

einen Tag, bei Schwangeren und Stillenden auf zwei Tage 

zu beschränken. Aufgrund des sehr geringen Risikos der 

Krebsinduktion durch radioaktives Iod bei älteren Menschen 

und einer zunehmenden Häufigkeit funktioneller Autonomien 

mit Krankheitswert bei fortschreitendem Lebensalter soll die 

Iodblockade bei über 45-Jährigen nicht durchgeführt werden. 

Kontraindikationen gegen die Iodblockade sind Iodallergien 

(nicht zu verwechseln mit einer Unverträglichkeitsreaktion 

gegenüber iodhaltigen Medikamenten oder Röntgenkontrastmitteln), 

Dermatitis herpetiformis Duhring, Iododerma 

tuberosum, hypokomplementämische Vaskulitis und Myotonia 

congenita. Für diese Patienten kommt alternativ eine 

Schilddrüsenblockade durch Natriumperchlorat (1 g täglich 

über 7 Tage) infrage. 

In der Bundesrepublik wurden erstmals 1975 Empfehlungen 

zur Iodblockade für den Fall eines Kernkraftwerkunfalls ausgesprochen 

und Iodtabletten in einer Dosierung von 130 mg 

Kaliumiodid von den Ländern für den Katastrophenschutz im 

Umkreis von 25 km um die Atomkraftwerke beschafft. Auf 

der Grundlage aktueller Empfehlungen der Strahlenschutz-

kommission wurden diese Tabletten im Frühjahr 2004 ausgetauscht. 

In der unmittelbaren Umgebung der Atomkraftwerke 

(bis 25 km) sorgen die Länder für die Versorgung der 

Bevölkerung. Neu ist, dass für den Entfernungsbereich bis 

100 km Iodtabletten in 7 Zentrallagern aufbewahrt werden 

und allen Ländern bei Bedarf für die Iodblockade zur Verfügung 

stehen. Geändert wurde auch die Dosierung: Die neuen 

Iodtabletten enthalten 65 mg Kaliumiodid, was die Dosierung 

bei Kindern erleichtert. Die Beschaffung von insgesamt 

137 Mio. Iodtabletten wurde von den Atomkraftwerksbetreibern 

finanziert und erfolgte in enger Kooperation mit dem 


(BMU). 

6.2 Missbrauch von radioaktiven Stoffen 

Der Missbrauch von nuklearen oder anderen radioaktiven 

Stoffen wird nach Auflösung der Sowjetunion und angesichts 

der Bedrohung durch den internationalen Terrorismus ausgehend 

von Staaten, Gruppen oder Einzeltätern und durch 

die Weiterverbreitung von Nuklearwaffen nicht länger nur als 

hypothetische sondern als reale Gefahr betrachtet. Das 

Spektrum des Missbrauchs reicht von der Nuklearkriminalität 

bis hin zum Nuklearterrorismus. Die zugrunde liegenden Motive 

sind entweder finanzieller oder terroristischer Art. 

Nuklearkriminalität 

Fälle von Nuklearkriminalität (illegaler Handel, vorsätzlicher 

Erwerb, Verkauf oder Schmuggel sowie versehentliches 

Verbringen von nuklearem oder anderem radioaktiven Material, 

wie unbeabsichtigte Entsorgung oder der Nachweis von 

kontaminierten Produkten) sind in der umfassenden IAEA 

Datenbank „Illicit Trafficking Database“ (ITDB) dokumentiert. 

243

Abb. 6.8 Bestätigte Vorfälle in der IAEA Datenbank „Illicit Trafficking 

Database“, 1993-2004 (IAEA 2005) 

Von 1993 bis Ende Dezember 2004 wurden 662 Vorfälle 

bestätigt, davon 196 mit nuklearem Material, 400 mit anderem 

radioaktiven Material sowie 24 Vorfälle sowohl mit nuklearem 

als auch anderem radioaktiven Material. Im Jahr 

1996 wurde mit 26 Vorfällen die geringste Zahl dokumentiert, 

2004 die höchste Anzahl mit 93 Vorkommnissen. In 

50 % der Fälle handelte es sich um kriminelle Aktivitäten 

wie Diebstahl, illegalen Besitz, versuchten Verkauf oder 

Schmuggel. 

Abb. 6.9 Verteilung der Vorkommnisse von illegalem Handel 

mit nuklearem Material, 1993-2003 (IAEA 2004) 

244

In der Mehrzahl der Vorfälle zwischen 1993–2004 lag nukleares 

Material in Form von natürlichem Uran, abgereichertem 

Uran oder niedrig angereichertem Uran vor. Bei 17 Vorfällen 

bis 2003 und bei einem Vorfall 2004 lag Handel mit hoch 

angereichertem Uran und Plutonium vor. Hoch angereichertes 

Uran (high enriched uranium: HEU) und Plutonium (Pu) 

sind geeignet für den unmittelbaren Gebrauch in einer improvisierten 

Nuklearbombe. Nuklearmaterial in der Form von 

niedrig angereichertem Uran (low enriched uranium), abgereichertem 

Uran (depleted uranium), natürlichem Uran (natural 

uranium) und Thorium erfordert dagegen eine intensive, 

technisch komplexe Verarbeitung, um in einer improvisierten 

Nuklearbombe Verwendung zu finden. 

Wie Tabelle 6.1 zeigt, kam es nach Auflösung der Sowjetunion 

in den frühen 90er Jahren zu einem Anstieg der Vorfälle 

mit nuklearem Material. Seit 1994 ist diese Tendenz 

stark rückläufig. In nur ganz wenigen Fällen ging es um waffentaugliches 

Nuklearmaterial, wobei es sich meist um kleine 

Proben von größeren Mengen Nuklearmaterials handelte, 

selten um waffentaugliches Nuklearmaterial in der Größenordnung 

von Kilogrammmengen. In Deutschland ist illegaler 

Handel mit nuklearem Material seit 1992 bekannt. Auch 

in Bayern wurden mehrere Fälle festgestellt. Die Herkunftsländer 

des nuklearen Materials waren überwiegend Staaten 

des ehemaligen Ostblocks. 

245

Datum Ort Material Vorfallbeschreibung 

24.05. 

1993 

März 

1994 

10.05. 

1994 

13.06. 

1994 

25.07. 

1994 

10.08. 

1994 

14.12. 

1994 

Juni 

1995 

06.06. 

1995 

08.06. 

1995 

246 

Vilnius 

Litauen 

St. Petersburg 

Russland 

Tengen- 

Wiechs 

Deutschland 

Landshut 

Deutschland 

München 

Deutschland 

München 

Deutschland 

Prag 

Tschechien 

Moskau 

Russland 

Prag 

Tschechien 

Ceske Budejovice 

Tschechien 

HEU/ 150 g 

HEU/ 2.972 

kg 

Pu/ 6.2 g 

HEU/ 0.795 g 

Pu/ 0.24 g 

Pu/ 363.4 g 

HEU/ 2.73 kg 

HEU/ 1.7 kg 

HEU/ 0.415 g 

HEU/ 16.9 g 

Auffinden von 140 kg mit 

HEU kontaminiertem Beryllium 

im Tresorraum einer 

Bank in Teilen einer Frachtsendung 

von 4.4 t legal importiertem 

Beryllium 

Verhaftung einer Person 

wegen Besitz von in einer 

nukleartechnischen Anlage 

gestohlenem HEU 

Auffinden von Pu bei einer 

polizeilichen Hausdurchsuchung 

Verhaftung mehrerer Personen 

wegen Besitz von 

HEU 

Konfiszierung einer geringen 

Menge eines PuO2- 

UO2 Gemischs im Zusammenhang 

mit einer größeren 

Beschlagnahme auf 

dem Flughafen München 

am 10.08.1994 

Beschlagnahme eines 

PuO2-UO2 Gemischs auf 

dem Flughafen München 

Beschlagnahme von HEU 

durch die Polizei in Prag 


wegen Besitz von in einer 

nukleartechnischen Anlage 

gestohlem HEU 

Beschlagnahme einer Probe 

HEU durch die Polizei 

in Prag 

Beschlagnahme einer Probe 

HEU durch die Polizei 

in Ceske Budejovice

29.05. 

1999 

02.10. 

1999 

19.04. 

2000 

16.09. 

2000 

Dezember 

2000 

28.01. 

2001 

16.07. 

2001 

26.06. 

2003 

Rousse 

Bulgarien 

Kara-Balta 

Kirgisien 

Batumi 

Georgien 

Tbilisi 

Georgien 

Karlsruhe 

Deutschland 

Asvestochori 

Griechenland 

Paris 

Frankreich 

Sadahlo 

Georgien 

HEU/ 10 g 

Pu/ 1.49 g 

HEU/ 770 g 

Pu/ 0.4 g 

Pu/ 0.001 g 

Pu/ ~3 g 

HEU/ 0.5 g 

HEU/ ~170 g 


durch Zollbehörden beim 

versuchten Schmuggel von 

HEU am Zollkontrollpunkt 

Rousse 

Verhaftung zweier Personen 

wegen versuchten 

Verkaufs von Pu 

Verhaftung von vier Personen 

wegen Besitz von 

HEU 

Beschlagnahme von nuklearem 

Material einschließlich 

Pu durch die Polizei 

auf dem Flughafen Tbilisi 

Diebstahl unterschiedlichen 

radioaktiven Materials einschließlich 

einer winzigen 

Menge Pu aus der ehemaligen 

Versuchsanlage zur 

Wiederaufarbeitung 

Auffinden von 245 kleinen 

Pu-haltigen Metallplatten in 

einem Geheimlager im 

Wald Kouri beim Dorf Asvestochori 

Verhaftung von drei Personen 

in Paris beim versuchten 

Verkauf von HEU 


wegen Besitz von HEU 

beim versuchten Schmuggel 

des Materials 

Tab. 6.2 Bestätigte Vorfälle mit high enriched uraniuim (HEU) 

oder Plutonium (Pu) (nach IAEA 2005) 

Bei anderem radioaktiven Material handelte es sich zumeist 

um umschlossene radioaktive Quellen mit unterschiedlicher 

Aktivität und unterschiedlichem Verwendungszweck. 

Die Mehrzahl der Quellen war Cs-137, gefolgt von 

247

Sr-90, Am-241, Co-60 und Ir-192. Bei einem Großteil der 

Vorkommnisse lag kein krimineller Hintergrund vor. 

Abb. 6.10 Verteilung der angegebenen Aktivität von anderem 

radioaktiven Material bei bestätigten Vorfällen, 1993-2003 (vorläufige 

Zahlen für 2003) (IAEA 2004) 

Nuklearterrorismus 

Unter Nuklearterrorismus versteht man den Gebrauch von 

nuklearem oder anderem radioaktiven Material sowie Handlungen 

gegen nukleare Anlagen aus terroristischen Motiven. 

Verschiedene Szenarien des Nuklearterrorismus mit unterschiedlicher 

Eintrittswahrscheinlichkeit und unterschiedlichen 

Auswirkungen und Folgen lassen sich differenzieren. Die 

Eintrittswahrscheinlichkeit ist beim Nuklearterrorismus von 

der technischen Machbarkeit abhängig; durch diese wird das 

Risiko in erster Linie bestimmt, nicht durch die Auswirkungen 

und Folgen. 

Drei Arten des Nuklearterrors lassen sich unterscheiden, erstens 

der Einsatz von radioaktivem Material als „schmutziger 

Bombe“ bzw. der Strahlenterrorismus (z. B. die Kontamination 

von Trinkwasser und Nahrungsmitteln oder das Ablegen 

von radioaktiven Quellen in dicht bewohnten Gebieten), 

zweitens die Sabotage von oder der Angriff auf kerntechnische 

Anlagen oder Wiederaufarbeitungsanlagen und drittens 

der Diebstahl von Nuklearwaffen oder von nuklearem Material 

zum Bau einer improvisierten nuklearen Bombe. 

248

Strahlenterrorismus 

/ 

„Schmutzige 

Bombe“ 

Sabotage / 

Anschlag 

auf kerntechnische 

Anlage 

ImprovisierteNuklearbombe 

Machbarkeit 

/ 

Wahrscheinlichkeitschwierig, 

aber 

machbar 

sehr 

schwierig 

extrem 

klein 

Betroffenes 

Gebiet 

Vorwiegend 

lokal 

sehr groß 

(>100km 2) 

groß 

(>50km 2) 

Effekte / Schäden 

Mensch 

klein bis 

mittel 

beschränkt 

sehr 

groß bis 

katastrophal 

Umwelt / 

Wirtschaft 

groß 

sehr 

groß 

verheerend 

Psyche 

Risiko 

sehr 

groß mittel 

gewaltig 

sehr 

klein 

traum 

atisch extrem 

klein 

Tab. 6.3 Vergleichende Risikoabschätzung für verschiedene 

Formen des Nuklearterrorismus (nach Anet 2001) 

- „Schmutzige Bombe“ 

Bei einer „schmutzigen Bombe“ handelt es sich um konventionellen 

Sprengstoff, z. B. Dynamit, dem radioaktive Stoffe 

in Form von Puder oder kleinsten Kugeln beigefügt oder 

beigemischt sind. Durch die Explosion kommt es zu einer 

Verteilung (Dispersion) von radioaktivem Material. Dadurch 

unterscheidet sich das Szenario eines „Radiological Dispersion 

Device“ („RDD“) bzw. einer „schmutzigen Bomben“ von 

einer Nuklearbombe, die auf einer Kernspaltung beruht. 

Unterschiedliche Radionuklide mit stark variierenden Aktivitäten 

finden in der zivilen Industrie, in Forschung und Medizin 

breite Anwendung. Zu den gebräuchlichsten radioaktiven 

Quellen gehören Kobalt-60 für die Bestrahlung von Lebensmitteln, 

Cäsium-137 für medizinische und wissenschaftliche 

Geräte, Americium-241 in Rauchmeldern und technischen 

Messgeräten, Tritium für Leuchtfarben, Iridium-192 in Geräten 

zur Überprüfung von Schweißnähten und Nickel-63 für 

chemische Analysen. Weitere wichtige Nuklide im Zusammenhang 

mit der "schmutzigen Bombe" sind Strontium-90 

und Plutonium-239. 

249

- Sabotage bzw. terroristischer Anschlag 

Als Ziele von Sabotage oder eines terroristischen Anschlags 

könnten vor allem Kernkraftwerke dienen. Radioaktive Freisetzungen 

aus nuklearen Anlagen sind nicht mit einer 

Nuklearbombe vergleichbar, da Nuklearanlagen nicht explodieren 

können. Auch Lager für militärisches und ziviles 

nukleares Material und für radioaktive Abfälle, Wiederaufarbeitungsanlagen 

für nukleare Brennstoffe, Urananreicherungsanlagen, 

Forschungsreaktoren und Nukleartransporte 

kämen als Ziele in Frage. 

Angriffe auf Kernkraftwerke sind zwar möglich, in Anbetracht 

der umfassenden Sicherheitsmaßnahmen von kerntechnischen 

Anlagen zeichnet sich dieses Szenario jedoch durch 

eine geringe Machbarkeit aus und stellt damit ein sehr unwahrscheinliches 

Ereignis dar. 

Im Gegensatz zur geringen Wahrscheinlichkeit steht das 

große Gefährdungspotential, das einem nuklearen Fallout 

gleichkäme. Aber selbst wenn Anschläge nicht oder nur zu 

einer geringen Freisetzung von Radioaktivität führen würden, 

wären die psychologischen Auswirkungen in der Bevölkerung 

sehr groß und der Schaden würde sich auf die gesamte 

Nuklearindustrie erstrecken. 

- Improvisierte Nuklearbombe 

Der Bau von improvisierten Nuklearbomben durch Terroristen 

setzt die Beschaffung einer genügenden Menge von geeignetem 

nuklearem Material, hoch angereichertem Uran 

bzw. Plutonium, voraus. Trotz der bekannt gewordenen Fälle 

von Schmuggel ist eine unentdeckte Abzweigung großer 

Mengen nuklearen Materials durch nicht-staatliche Organisationen 

äußerst unwahrscheinlich oder gar unmöglich. Zudem 

ist die Entwicklung selbst einer einfachen Nuklearbombe 

technisch äußerst anspruchsvoll und setzt eine aufwendige 

und teuere Ausrüstung voraus, die überdies unter internationaler 

Kontrolle steht. Das Szenario einer improvisierten 

Nuklearbombe ist daher äußerst unwahrscheinlich. Die 

Verwendung von gestohlenen Nuklearwaffen scheint dagegen 

eher möglich. Schwer berechenbare Risiken stellen der 

Verlust der Kontrolle Russlands und der Folgestaaten der 

250

früheren Sowjetunion über nukleares Material, über sensitive 

Technologien und über das Know-how auf dem Gebiet 

der Nuklearwaffen dar sowie die Rekrutierung arbeitsloser 

Nuklearspezialisten durch Länder und terroristische Organisationen. 

Die Folgen einer Nuklearbombe wären unvorstellbar groß, 

wobei die Auswirkungen von Druckwelle und Hitze die Folgen 

von Radioaktivität übersteigen würden. Die Anzahl der 

Betroffenen wäre groß und weite Gebiete wären kontaminiert. 

Gegenmaßnahmen 

Die in der Bundesrepublik getroffenen Maßnahmen begründen 

einen im europäischen Vergleich hohen Standard. Initiativen 

der Europäischen Union zur Angleichung der in den 

Mitgliedsstaaten noch unterschiedlichen Standards sind eingeleitet. 

Der Prävention des illegalen Handels und des missbräuchlichen 

Einsatzes nuklearer und anderer radiologischer Quellen 

kommt der höchste Stellenwert zu. Maßnahmen gegen 

den illegalen Handel beinhalten einmal effektive Schutzmaßnahmen 

und zum anderen Kontroll- und Sicherungsmaßnahmen. 

Der sog. physische Schutz umfasst den 

Schutz des nuklearen Materials vor Diebstahl, Sabotage 

oder anderen illegalen Aktivitäten innerhalb der Landesgrenzen. 

Schutzmaßnahmen des Betreibers schließen umfassende 

technische und administrative Vorkehrungen gegen 

Abzweigung von nuklearem Material ein, z. B. Zaunüberwachung 

oder Wachdienste, die gesicherte Lagerung 

des nicht in Nutzung bzw. Verarbeitung befindlichen nuklearen 

Materials und die laufende Beobachtung mit automatischen 

Kameras. Aufgabe der IAEA und ihrer Mitgliedsstaaten 

ist es, illegalen Handel durch entsprechende Kontrollmaßnahmen 

zu verhindern. Kontroll- und Sicherungsmaßnahmen 

beinhalten die laufende Buchführung über den Eingang 

und Ausgang radioaktiver Stoffe und Abfälle, also die 

regelmäßige Bestimmung des Inventars und mindestens eine 

jährliche Inventur. Hoheitliche Kontrollen umfassen die 

regelmäßige visuelle Kontrolle vor Ort und Durchsicht der 

251

Dokumentation durch Inspektoren der IAEA sowie der Europäischen 

Atomgemeinschaft (EURATOM). 

Die Kontrolle des Schmuggels etwa durch Radioaktivitätsmessung 

beim grenzüberschreitenden Verkehr kommt zum 

Einsatz, wenn Präventionsmaßnahmen nicht greifen. 

6.3 Überwachung der Umweltradioaktivität 

in Bayern 

Die Überwachung der Umweltradioaktivität ist auch aufgrund 

des § 1 des Strahlenschutzvorsorgegesetzes (StrVG) eine 

Verpflichtung für Bundes- und Landesbehörden (siehe Nr. 

5.4.2). Die Überwachung der Umweltradioaktivität ist eine 

wichtige Komponente des präventiven Notfallschutzes bei 

einem nuklearen Ereignisfall und dient als Basis für die Bewertung 

eines Ereignisses und für das Ergreifen von entsprechenden 

Maßnahmen. 

Bei der Radioaktivitätsüberwachung werden zwei Bereiche 

unterschieden, erstens die großräumige Überwachung der 

allgemeinen Umweltradioaktivität im gesamten Staatsgebiet 

bzw. in einem Bundesland und zweitens die Umgebungsüberwachung 

im Nahbereich einer kerntechnischen Anlage. 

Integriertes Mess- und Informationssystems (IMIS) zur 

Überwachung der allgemeinen Umweltradioaktivität 

In Deutschland begann die Überwachung der Umwelt in den 

frühen fünfziger Jahren mit der Messung des radioaktiven 

Fallouts der oberirdischen Atomwaffentests. Der Reaktorunfall 

in Tschernobyl war der Anlass, das bisherige seit dem 

EURATOM-Vertrag bestehende Überwachungssystem flächenmäßig 

auszuweiten, messtechnisch erheblich auszubauen 

und mit Hilfe der Informationstechnik zum Integrierten 

Mess- und Informationssystem (IMIS) zusammenzufassen. 

IMIS gewährleistet mit seinen Daten aus den Messstationen 

des Bundes und ca. 400 Messstationen in Bayern, dass eine 

erhöhte Umweltradioaktivität flächendeckend, schnell und 

sicher erkannt wird. Diese Überwachung erfolgt routinemäßig 

(Routinebetrieb) und bei Störfällen oder Unfällen (Störfallbetrieb). 

Damit spielt IMIS eine wichtige Rolle bei der 

252

Notfallvorsorge. Überschreitet die Radioaktivität einen bestimmten 

Schwellenwert wird automatisch ein Alarm ausgelöst. 

Dies ist eine wesentliche Grundlage für Entscheidungen 

des BMU zur Einleitung umgehender koordinierter Vorsorgemaßnahmen. 

4. Ebene: „Entscheidung- und 

Informationsebene“ 

3. Ebene: „Datenzusammenführung“ 

Bundesmessnetze von 

Bundesamt für Strahlenschutz 

Deutscher Wetterdienst 

Bundesamt für Gewässerkunde 

Bundesamt für Seeschifffahrt 

und Hydrographie 

Bundesumweltamt 

2. Ebene: „Sammlung, Auswertung 

und Dokumentation von 

Radioaktivitätsdaten in Bayern“ 

1. Ebene: „Datenermittlung“ 

Bundesministerium für Umwelt, 

Naturschutz und Reaktorsicherheit 

Zentralstelle des Bundes für die 

Überwachung der Umweltradioaktivität 

(ZdB) 

Bundesamt für Strahlenschutz 

Neuherberg 

Zentralstelle für die Überwachung der 

Umweltradioaktivität in Bayern 

Landesmessstelle 

Bayerisches Landesamt für Umwelt, 

Augsburg 

Bund 

Bundesleitstellen für 

die Überwachung der 

Umweltradioaktivität 

Freistaat Bayern 

Abb. 6.11 Übersicht über beteiligte Institutionen bei der Überwachung 

der Umweltradioaktivität (IMIS) in Bayern 

Die Bundeseinrichtungen überwachen Luft, Niederschlag, 

Boden, Wasser, Schwebstoffe und Sediment, die Landeseinrichtungen 

überwachen Lebensmittel, Futtermittel, Düngemittel, 

Arzneimittel, Gebrauchsgegenstände usw. IMIS 

greift auf die bundesweit existierenden Messnetze der folgenden 

Behörden zu: 

� Bundesamt für Strahlenschutz (BfS): etwa 2.150 Messstellen 

zur Überwachung der bodennahen Gamma-Ortsdosisleistung, 

die flächendeckend in einem Raster von 

jeweils 15 x 15 km über Deutschland verteilt sind und 

12 Messstellen zur Überwachung der Radioaktivität in der 

Luft. 

� Deutscher Wetterdienst (DWD): 39 Messstellen zur Überwachung 

der Radioaktivität in Luft und Niederschlag. 

253

� Bundesanstalt für Gewässerkunde (BfG): 40 Messstellen 

zur Überwachung der Bundeswasserstraßen (Flüsse und 

Kanäle). 

� Bundesamt für Seeschifffahrt und Hydrografie (BSH): 12 

Messstellen zur Überwachung der Küstengewässer. 

� Die Dienststelle Freiburg des BfS sammelt die Daten der 

Messnetze des BfS und des DWD, wertet sie aus und 

übergibt sie an die Zentralstelle des Bundes (ZdB) im BfS 

zur Weiterleitung an das BMU. 

Abb. 6.12 Mittlere externe Strahlenexposition in Deutschland in 

Bodennähe im Freien, 2004 (BMU 2005) 

Immissionsmessnetz für Radioaktivität (IfR) zur Über- 

wachung der Umweltradioaktivität 

Neben dem bundesweiten IMIS haben einzelne Länder 

zusätzlich eigene Umweltüberwachungssysteme eingerichtet. 

In Bayern werden Daten zur Umweltradioaktivität mit 

dem Immissionsmessnetz für Radioaktivität (IfR) erfasst und 

an die jeweiligen Landesbehörden automatisch weitergegeben. 

IfR entstand als Konsequenz des Reaktorunfalls von 

254

Tschernobyl 1986 ergänzend zum Kernreaktor-Fernüberwachungssystem 

(KFÜ). 

Bei einer Radioaktivitätsbelastung der Umwelt sind für den 

Menschen 3 Belastungspfade von Bedeutung, erstens die 

externe Belastung durch Gamma-Strahlen, zweitens die Aufnahme 

luftgetragener Radionuklide mit der Atmung und drittens 

die Aufnahme von Radionukliden mit der Nahrung. 

Das IfR des Bayerischen Landesamtes für Umweltschutz (LfU) 

misst in 31 automatischen Messstationen kontinuierlich und 

flächendeckend die Gamma-Ortsdosisleistung und die Aktivitätskonzentrationen 

in der Luft sowie mit 24 weiteren Messgeräten 

den Niederschlag. Als wichtigste Messgrößen werden 

radioaktive Edelgase mittels Proportional-Zählrohr-Detektoren, 

radioaktive Aerosole mittels Plastik-Szintillations-Detektoren 

und die Iod-131-Aktivitätskonzentration in der Luft mit Natrium- 

Iodid-Detektoren erfasst. Zusätzlich können auf der Zugspitze 

und in der Außenstelle des LfU in Kulmbach Aerosol gebundene 

radioaktive Nuklide getrennt erfasst werden. Die Messergebnisse 

werden an die Messnetzzentrale im LfU in Augsburg 

zur Auswertung gesandt. Als Folge einer Überschreitung 

von Grenzwerten wird im LfU ein Alarm ausgelöst, um ggf. 

rechtzeitig Schutzmaßnahmen vorbereiten zu können. 

Abb. 6.13 IfR-Messstation mit Messgerät: Blick vom Schneeferner 

Haus auf das Zugspitzplatt (LfU 2005) 

255

Umgebungsüberwachung bayerischer Kernkraftwerke 

Die Umgebungsüberwachung kerntechnischer Anlagen stellt 

eine zusätzliche Überprüfung der Emissionsüberwachung 

dar und gibt unmittelbar Aufschluss über die Auswirkungen 

der Emissionen. Im Rahmen der Umgebungsüberwachung 

werden von den Betreibern der kerntechnischen Anlagen 

und von unabhängigen Messstellen regelmäßig Proben genommen 

und deren Radioaktivität bestimmt. Zu den unabhängigen 

Messstellen in Bayern gehören das Bayerische 

Landesamt für Gesundheit und Lebensmittelsicherheit 

(LGL), die Framatome ANP GmbH, Standort Erlangen 

(FANPE), die Universität Regensburg, Zentrales Radionuklidlaboratorium, 

UmweltRadioAktivität-Laboratorium (URA) 

und das Forschungszentrum für Umwelt und Gesundheit, 

Oberschleißheim (GSF). Die zehn erfassten Umweltbereiche 

sind Luft, Niederschlag, Boden/-Oberfläche, Pflanzen/Bewuchs, 

Futtermittel, Ernährungskette Land, Milch und 

Milchprodukte, oberirdische Gewässer, Ernährungskette 

Wasser und Grund-/Trinkwasser. 

Abb. 6.14 Übersicht über Expositionspfade in der Umgebung 

eines Kernkraftwerkes (BfS 2005) 

256

Kernreaktor-Fernüberwachungssystem (KFÜ) 

Ein Störfall des Kernkraftwerks Gundremmingen im Jahre 

1977 war Anlass für das von Bayern ausgehende Kernreaktor- 

Fernüberwachungssystem (KFÜ). Dieses System erfasst automatisch 

die sicherheitstechnischen Parameter, die Emissionen, 

meteorologischen Werte und Immissionsgrößen in der 

Umgebung von Kernkraftwerken und leitet die Resultate an die 

atomrechtlichen Aufsichtsbehörden im Allgemeinen an die 

Länderministerien weiter. Die Betreiber des Kernreaktor- 

Fernüberwachungssystems (KFÜ), dessen Messstellen entlang 

des Zauns von Kernkraftwerken kreisförmig verteilt sind, 

sind die Kernkraftwerksbetreiber und die Länder. 

6.4 Radioaktivitätsmessungen beim 

grenzüberschreitenden Verkehr 

„Tschernobyl-Verordnung“ 

Nach der Reaktorkatastrophe von Tschernobyl wurden bei 

der Einfuhr von bestimmten Lebensmitteln aus Osteuropa 

erhöhte Werte für Radioaktivität nachgewiesen. 1987 hat 

deshalb die Europäische Kommission in der Verordnung 

(EWG) Nr. 3955/87, der „Tschernobyl-Verordnung“, zuletzt 

geändert durch Verordnung (EG) Nr. 616/2000 vom 20.03. 

2000, für die Einfuhr landwirtschaftlicher Erzeugnisse mit 

Ursprung in Drittländern Höchstwerte an Radioaktivität festgelegt. 

So darf die maximale kumulierte Radioaktivität von 

Cäsium 134 und 137 für Milch und Milcherzeugnisse sowie 

für Lebensmittel für die Ernährung speziell von Kleinkindern 

370 Bq/kg und für alle anderen betroffenen Erzeugnisse 

600 Bq/kg nicht überschreiten. 

Insbesondere bei bestimmten Pilzarten aus Drittländern sind 

wiederholt Fälle der Nichteinhaltung der zulässigen Höchstwerte 

an Radioaktivität festgestellt worden. Obgleich die 

festgelegten Höchstwerte nur für die Einfuhr von Nahrungsmitteln 

in die Europäische Union gelten, werden sie in der 

Praxis aber auch innerhalb der EU als solche angewendet. 

Die Einfuhr aller von der Verordnung erfassten Erzeugnisse 

aus osteuropäischen Ländern ist nur mit dem vorgeschriebenen 

Ausfuhrzeugnis zulässig, d.h. dass die Höchstwerte 

257

an radioaktiven Stoffen nicht überschritten werden. Die Geltungsdauer 

dieser Überwachungsmaßnahmen wurde bis 

zum 31. März 2010 verlängert. 

Die Zulässigkeit der Einfuhr der von der Tschernobyl- 

Verordnung erfassten Waren wird im Rahmen der Überwachung 

des grenzüberschreitenden Warenverkehrs geprüft 

und im Zweifelsfall wird von der Zollverwaltung eine Probeentnahme 

und Untersuchung durch die zuständigen Lebensmittelüberwachungsbehörden 

veranlasst. Für Fragen 

im Zusammenhang mit der Einfuhr von Lebensmitteln, die 

von der Tschernobyl-Verordnung erfasst werden, und den 

damit verbundenen besonderen Kontroll- und Überwachungsmaßnahmen 

stehen neben dem Bundesministerium 

für Verbraucherschutz, Ernährung und Landwirtschaft und 

den zuständigen Lebensmittelüberwachungsbehörden auch 

örtlich zuständige Zollstellen sowie das Zoll-Infocenter in 

Frankfurt/Main zur Verfügung. 

Grenzmonitoring 

Die Ein- und Ausfuhr von nuklearem oder sonstigem radioaktiven 

Material nach Deutschland ist grundsätzlich nur mit 

einer Genehmigung des Bundesamtes für Wirtschaft und 

Ausfuhrkontrolle (BAFA) zulässig (§ 3 Atomgesetz und § 11 

Strahlenschutzverordnung). Die Zollverwaltung überprüft im 

Rahmen der Überwachung des grenzüberschreitenden Warenverkehrs 

die Zulässigkeit der Ein- und Ausfuhr von nuklearem 

oder sonstigem radioaktiven Material. Ziel ist die 

Prävention bzw. Kontrolle des Schmuggels über Landesgrenzen. 

Zum Aufspüren von illegal befördertem nuklearem oder anderem 

radioaktiven Material bzw. der unabsichtlichen 

Verbringung dieser Stoffe werden von den Zollstellen Messgeräte 

zur Radioaktivitätsüberwachung von Fracht, Fahrzeugen 

und Personen eingesetzt. Das Monitoring von Neu- 

tronenstrahlung ist essentiell für die Entdeckung von nukle- 

arem Material, anderes radioaktives Material wird durch 

Messung der Gamma-Strahlung erfasst. Zur Erstidentifizierung 

sind Strahlenmonitore geeignet, die radioaktives Material 

schnell und qualitativ erfassen. Zur Lokalisation, Verifizierung 

und Nuklididentifizierung werden Radioisotopen- 

258

detektoren eingesetzt. Nach ihrem Verwendungszweck lassen 

sich drei Messgerätetypen unterscheiden, erstens Taschenmonitore, 

zweitens tragbare oder mobile Messgeräte, 

die auch in Fahrzeugen, Helikoptern oder auf Schiffen zur 

Verfügung stehen und stationäre Monitore, die üblicherweise 

an Landesgrenzen und Flughäfen fest eingebaut sind. Ergibt 

sich bei der Überprüfung der Verdacht, dass radioaktive 

Stoffe illegal befördert oder mitgeführt werden, so benachrichtigt 

die Zollstelle unverzüglich die zuständige Landesbehörde 

und regelt das weitere Verfahren. 

Abb. 6.15 Radioaktivitätsmessung eines Fahrzeugs bei der 

Grenzkontrolle mit einem tragbaren Handmonitor (IAEA 2005) 

Zur Bekämpfung der Nuklearkriminalität hat die IAEA mit 

Schaffung eines neuen Programms reagiert und die Durchführung 

einer Pilotstudie zur praktischen Erprobung von 

Grenzmonitorsystemen angeregt. Die Pilotstudie ITRAP (Illicit 

Trafficking Radiation Detection Assessment Program) 

wurde von September 1997 bis September 2000 von den 

Austrian Research Centres Seibersdorf (ARCS) durchgeführt, 

um die technischen Voraussetzungen zur Detektion 

von nuklearem und anderem radioaktiven Material an 

Grenzübergängen zu erarbeiten und die Machbarkeit eines 

solchen Überwachungssystems abzuschätzen. Die Vorauswahl 

der Geräte und umfassende Laboruntersuchung im 

Forschungszentrum Seibersdorf bildeten die Basis für den 

Testbetrieb der Überwachungsgeräte am Flughafen Schwechat 

in Wien und am österreichisch-ungarischen Grenzübergang 

Nickelsdorf. 

259

Vier zentrale Ergebnisse sind: 

� einheitliche, international verwendbare Spezifikationen für 

die Überwachungssysteme 

� der Nachweis, dass Monitoringsysteme an den Grenzen 

installiert werden können, ohne den Ablauf gravierend zu 

stören, ein entsprechendes Training der Beamten vorausgesetzt 

� die Erarbeitung eines einheitlichen Verfahrensablaufs, 

der die reibungslose Zusammenarbeit der betroffenen 

Einsatzorgane sicherstellt 

� die Möglichkeit der Instandhaltung und Wartung der Geräte 

ohne größeren Aufwand. 

Die Resultate der Studie können somit zur Erarbeitung von 

realistischen Durchführungsbestimmungen für Grenzmonitorsysteme 

dienen unter Berücksichtigung von technischen 

und ökonomischen Gesichtspunkten. 

6.5 Katastrophenschutz-Maßnahmen 

Im Hinblick auf kerntechnische Unfälle wird in Deutschland 

zwischen anlageinternem und anlageexternem Notfallschutz 

unterschieden. Der anlageinterne Notfallschutz, Vorsorgeund 

Schutzmaßnahmen obliegen dem Betreiber auf der 

Grundlage der Strahlenschutzverordnung. Beim Konzept des 

anlageexternen Notfallschutzes ist zu berücksichtigen, dass 

in Deutschland die gesetzlich vorgeschriebene Unterscheidung 

zwischen Katastrophenschutz und Strahlenschutzvorsorge 

gilt. In anderen Staaten dagegen werden die den deutschen 

Vorsorgemaßnahmen vergleichbaren Maßnahmen als 

Notfallschutzmaßnahmen in der späten Phase eines kerntechnischen 

Unfalls angesehen. 

Der Notfallschutzplanung liegen Eingreifrichtwerte zugrunde, 

bei deren Überschreitung die Einleitung von Maßnahmen zu 

prüfen ist und Eingreifwerte bei deren Überschreitung die 

Maßnahmen durchzuführen sind. 

Katastrophenschutz 

- Zuständigkeit und rechtliche Grundlagen 

Die Planung und die Durchführung des Katastrophenschutzes 

fallen in die Zuständigkeit der Bundesländer. Nach dem 

260

Bayerischen Katastrophenschutzgesetz vom 24. Juli 1996 ist 

das Staatsministerium des Innern das zuständige Ministerium 

für den allgemeinen Katastrophenschutz. Die zwischen 

Bund und Ländern abgestimmten „Rahmenempfehlungen für 

den Katastrophenschutz in der Umgebung kerntechnischer 

Anlagen (RE 99)“ zielen auf die Angleichung der Verfahrensweisen 

im gesamten Bundesgebiet und beinhalten die 

organisatorischen Vorgaben. Vorschläge für die Einleitung 

medizinischer Maßnahmen sind in den „Radiologischen 

Grundlagen für Entscheidungen über Maßnahmen zum 

Schutz der Bevölkerung bei Unfall bedingten Freisetzungen 

von Radionukliden“ beschrieben. 

Für den Fall, dass bei einem kerntechnischen Unfall die gestaffelten 

Sicherheitsmaßnahmen nicht greifen und die Eingreifwerte 

überschritten werden könnten, wurden Katastrophenschutzplanungen 

für die Umgebung von Kernkraftwerken 

erarbeitet. Die Katastrophenschutzmaßnahmen zielen 

primär auf den Schutz der Bevölkerung vor einer Unfall 

bedingten Exposition und auf die Vermeidung deterministischer 

Strahlenschäden. 

- Maßnahmen 

Die Aufgaben der Katastrophenschutzbehörden sind vorbeugender 

und abwehrender Katastrophenschutz, der Maßnahmen 

für die Umgebung der kerntechnischen Anlage bis zu 

einem Radius von 25 km vorsieht. 

Die vorbeugenden Maßnahmen der behördlichen Katastrophenschutzplanungen 

beinhalten besondere festgelegte 

Planungszone, Alarmpläne und Alarmierungsprozeduren. Eine 

grundlegende Maßnahme bildet die Einteilung der Umgebung 

der kerntechnischen Anlage in 3 Planungszonen, die 

Zentralzone mit bis zu 2 km Umkreis um die Anlage, die Mittelzone 

mit etwa 10 km und die Außenzone mit ca. 25 km um 

die Anlage. Bei der Anordnung von Katastrophenschutzmaßnahmen 

kann hiermit auf eindeutige und einfache Weise 

festgelegt werden, in welchen Zonen und Sektoren welche 

Maßnahmen erforderlich sind. 

Zwei Alarmstufen werden unterschieden: Voralarm wird ausgelöst, 

wenn bei einem Ereignis noch keine oder geringe 

261

Auswirkungen auf die Umgebung auftreten. Katastrophenalarm 

wird ausgelöst, wenn bei einem kerntechnischen Unfall 

eine Gefahr bringende Freisetzung radioaktiver Stoffe in die 

Umgebung festgestellt wird oder droht. Die Bevölkerung wird 

dann durch Sirenensignale und Lautsprecherfahrzeuge gewarnt 

bzw. informiert. Weitere vorbeugende Maßnahmen sind 

Lageermittlung, d. h. Prognose der radiologischen Lage, 

Messungen in der Umgebung gemäß der „Richtlinie zur 

Emissions- und Immissionsüberwachung kerntechnischer 

Anlagen (REI)“ von Gamma-Ortsdosisleistung, Aktivitätskonzentrationen 

verschiedener Radionuklide und der Luft und 

flächenbezogener Aktivität auf dem Boden. Die dabei gewonnenen 

Erkenntnisse sind Grundlage für die zu treffenden 

Schutz- und Abwehrmaßnahmen. 

Abwehrende Maßnahmen zum Schutz der Bevölkerung 

sind in erster Linie der „Aufenthalt in Gebäuden“, die „Ausgabe 

von Iodtabletten“ und die „Evakuierung“. Weitere Maßnahmen 

des Katastrophenschutzes sind u. a. Umsiedlung, 

Unterrichtung und Warnung der Bevölkerung, Verkehrseinschränkungen 

(Zugangsbeschränkungen und Sperrung von 

Gebieten), Warnung vor dem Verzehr frisch geernteter Lebensmittel, 

Dekontamination in Notfallstationen und ärztliche 

Betreuung und Versorgung. Ziele, Konzepte, Strategien und 

Methoden des medizinischen Notfallschutzes werden im 

Notfallplan festgelegt und umfassen alle administrativen 

Maßnahmen zur Vorbereitung auf Strahlennotfälle. 

Vier Bereiche der medizinischen Notfallvorbereitung lassen 

sich unterscheiden: 

� Der Aufbau und die Vorhaltung notwendiger Organisationsstrukturen 

beinhalten die Festlegung der Zuständigkeiten 

bei der Rettung, die Bestimmung der ärztlichen 

Leitung der Notfallstation, die Regelung des Einsatzablaufs 

sowie Anordnungen zur Informationsvermittlung und 

Dokumentation. 

� Die raumplanerische Notfallvorbereitung definiert neben 

den Gefahren- und Kontrollbereichen am Unfallort, Planungszonen 

von Notfallstationen, d. h. Ausweisung eines 

separaten Eingangs, von kontaminierten, Puffer- und 

nicht kontaminierten Zonen und die Festlegung von 

Messstellen an den Übergangszonen. 

262

� Die technische Notfallvorbereitung umfasst die Planung 

und Einrichtung der Notfallstation, Lagerhaltung und Bereitstellung 

von Ausrüstung zur Kontaminationskontrolle 

der Notfallstation, Ausrüstung zum Selbstschutz des Personals, 

von Hilfs- und Arbeitsmitteln zur Dekontamination, 

Mess- und Analysegeräten, medizinischen Hilfsmitteln 

und Medikamenten zur Dekorporation. 

� Zu den personellen Kapazitäten gehören Rufbereitschaften 

von ärztlichen und nicht ärztlichen Fachkräften, medizinischem 

und technischem Assistenzpersonal sowie ihre 

fachliche Schulung, Fortbildung und Übung. 

Abb. 6.16 Organisationsschema der ärztlichen Versorgung in 

Notfallstationen (SSK 1995) 

Die Durchführung effektiver und rechtzeitiger medizinischer 

Notfallmaßnahmen zur Rettung und Behandlung von Betroffenen 

beinhaltet die Übernahme von Patienten an der 

Grenze zum Gefahrenbereich, den Transport der Patienten, 

Triage und medizinische Erstversorgung in Notfallstationen, 

Identifizierung von bzw. Weiterleitung an geeignete stationäre 

Behandlungszentren, Durchführung von Dekorporations- 

und Dekontaminationsmaßnahmen, Ausführung von Kontrollmessungen, 

Probenentnahme und Dokumentation. 

263

Strahlenschutzvorsorgezentren 

Regionale Strahlenschutzzentren 

Zur Versorgung bei betrieblichen Strahlenunfällen wurde 

von der Berufsgenossenschaft der Feinmechanik und Elektrotechnik 

das Institut für Strahlenschutz (IfS) gegründet, 

das ein System der Regionalen Strahlenschutzzentren 

(RSZ) aufgebaut hat. Durch vertragliche Vereinbarungen 

entstanden so an verschiedenen Instituten, Kliniken und 

Forschungseinrichtungen die RSZ als Leitstellen für alle 

Fragen, die einer strahlenmedizinischen Beratung und Versorgung 

bedürfen. Das RSZ Netzwerk umfasst zurzeit 11 

Einrichtungen. Die RSZ verfügen im Allgemeinen über alle 

erforderlichen Einrichtungen für eine eventuell notwendige 

Direktversorgung und für die ambulante oder stationäre 

Überwachung von beruflich Strahlenverunfallten. Bei schweren 

Strahlenunfällen kann die Spezialstation der Berufgenossenschaftlichen 

Unfallklinik in Ludwigshafen-Oggersheim 

und bei schweren Hautverbrennungen die Fachklinik Hornheide 

bei Münster nach Vermittlung durch ein RSZ in Anspruch 

genommen werden. 

264 

Jülich 

Homburg 

Hamburg 

Karlsruhe 

Hannover 

Würzburg 

Ludwigshafen 

München 

Greifswald 

Berlin 

Dresden 

Neuherberg 

Abb. 6.17 Netz der Regionalen Strahlenschutzzentren (RSZ) in 

Deutschland

Ein Arzt und ein Physiker des Regionalen Strahlenschutzzentrums 

sind 24 Stunden erreichbar, stehen telefonisch für 

konkrete Beratungen zur Verfügung und bieten Informationen 

und Entscheidungshilfen an. Ärzte geben Anweisungen 

zu Dekontaminationsmaßnahmen, Dekorporationstherapien, 

zur Überwachung von Verunfallten, zum Vorgehen bei kombinierten 

Verletzungen (Kontamination und offene Wunden, 

Frakturen und Verbrennungen) und zu Selbstschutzmaßnahmen 

von Einsatzkräften und Sicherheits- und Rettungspersonal. 

REMPAN-Netzwerk der WHO – Kollaborationszentren für 

medizinische Vorsorge und Hilfe bei Strahlenunfällen 

Das REMPAN (Radiation Emergency Medical Preparedness 

and Assistance Network) System der WHO ist der Zusammenschluss 

von zurzeit 17 fachkundigen medizinischen Einrichtungen 

und etwa 15 assoziierten Instituten zu einem 

weltweiten Wissens- und Kompetenznetzwerk. Die primären 

Ziele sind die medizinische Vorsorge und Förderung von 

vorkehrenden Schutzmaßnahmen im Hinblick auf Strahlenunfälle, 

die internationale Hilfeleistung und Beratung bei 

Strahlenunfällen und die Förderung der Nachbereitung eines 

Unfalls in Form von wissenschaftlichen Studien. 

* 

* * 

* 

* 

* ** 

* * * 

* 

* * 

* * * * 

* * 

* 

* * 

Abb. 6.18 Internationales Netzwerk der WHO REMPAN Zentren 

* 

* 

* 

265

Seit Juni 2005 ist die Klinik und Poliklinik für Nuklearmedizin 

des Universitätsklinikums Würzburg das offizielle deutsche 

WHO REMPAN-Kollaborationszentrum für medizinische Vorsorge 

und Hilfe bei Strahlenunfällen, das im Auftrag des 

Bundesministeriums für Umwelt, Naturschutz und Reaktorsicherheit 

(BMU) etabliert wurde. Die drei Aufgabenschwerpunkte 

des WHO REMPAN-Zentrums Würzburg liegen in der 

Verbesserung der medizinischen Versorgung von Strahlenunfallpatienten 

in Deutschland, der Repräsentanz Deutschlands 

im internationalen WHO REMPAN-Netzwerk zur gegenseitigen 

Hilfe bei Strahlenunfällen und in der medizinischen 

Auswertung von Strahlenunfällen auf der Basis des 

Datenbanksystems SEARCH (System for Evaluation and 

Archiving of Radiation Accidents based on Case Histories). 

6.6. Literatur 

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271


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273

7. Erläuterung von Fachbegriffen 

A 

Absorption 

Aufnahme 

Aerosole 

Gase mit festen oder flüssigen Schwebeteilchen. 

Afterloading 

Nachladetechnik für die intrakavitäre und interstitielle Strahlentherapie, 

z. B. mit 137-Cäsium-Quellen, bei der zunächst 

der leere Applikator in das Zielvolumen, z. B. die weibliche 

Gebärmutter, gebracht und erst nach Lagekontrolle und 

ferngesteuert mit dem radioaktiven Präparat beschickt wird. 

Akkumuliert 

-� kumulativ 

Aktivierung 

Entstehung eines -� Radionuklids aus einem stabilen -� 

Nuklid durch Beschuss von -� Protonen, -� Neutronen 

oder anderen Teilchen. 

Aktivität 

Maß für die -� Radioaktivität. Einheit: -� Becquerel. 

Aktivitätskonzentration 

Verhältnis der -� Aktivität eines -� Radionuklids zum Volumen 

des Materials, in dem das Radionuklid verteilt ist. 

Aktivkohledosimeter (-exposimeter) 

Mit Aktivkohle gefüllte, luftdicht verschließbare Dose (ca. 10 

cm Durchmesser), mit der die Radonkonzentration in der 

Luft bestimmt werden kann. 

Akutes Strahlensyndrom 

Folge einer Ganzkörperexposition ab 1 -� Gray. Schweregrad, 

Verlauf und -� Prognose sind von Art und -� Dosis 

der -� ionisierenden Strahlung abhängig. 

Alpha-Strahler 

-� Radionuklid, das unter Aussendung eines -� Alpha- 

Teilchens zerfällt (-� radioaktiver Zerfall). 

274

Alpha-Strahlung 

-� Strahlung aus -� Alpha-Teilchen. 

Alpha-Teilchen 

Heliumkern, bestehend aus zwei -� Protonen und zwei -� 

Neutronen. 

Alpha-Zerfall 

Kernumwandlung unter Aussendung eines -� Alpha-Teilchens. 

Americium-241 

Künstliches radioaktives Element, das -� Alpha-Strahlung 

aussendet. 

Anderes radioaktives Material 

Nicht durch -� Kernspaltung entstandene -� radioaktive 

Stoffe. 

Angiographie 

Radiologisches Verfahren zur Darstellung der Blutgefäße 

(Arterien und Venen) durch Injektion eines Röntgenkontrastmittels 

und anschließende Anfertigung schneller programmierter 

Aufnahmeserien. 

Äquivalentdosis 

Dosisgröße im Strahlenschutz unter Berücksichtigung der 

biologischen Wirksamkeit der -� Strahlung. Einheit: -� 

Einheit: -� Sievert. 

Atom 

Elektrisch neutraler Baustein der Materie, bestehend aus einem 

positiv geladenen -� Atomkern und einer negativ geladenen 

Elektronenhülle. 

Atomkern 

Zusammengesetzt aus den Kernbausteinen (-� Nukleonen). 

Er trägt beinahe die gesamte Masse des Atoms. 

Atomreaktor 

Umgangssprachlich für -� Kernreaktor. 

Atomwaffentest, oberirdischer 

Oberirdische Zündung eines nuklearen Sprengsatzes zu 

Testzwecken. 

275

Austrian Research Centres Seibersdorf (ARCS) 

Größte Tochtergesellschaft des ARC-Konzerns, die u. a. in 

Forschungs- und Entwicklungsprojekten für nationale und internationale 

Auftraggeber interdisziplinär zusammenarbeitet. 

B 

Becquerel (Bq) 

Einheit der -� Aktivität. Zerfälle pro Sekunde. 

Beryllium 

Leichtmetall, das meist als Legierungszusatz verwendet 

wird. Durch -� Alpha-Teilchen werden aus Beryllium -� 

Neutronen freigesetzt. 

Beta-Strahler 

-� Radionuklid, das unter Aussendung eines -� Beta-Teilchens 

zerfällt (-� radioaktiver Zerfall). 

Beta-Strahlung 

-� Strahlung aus -� Beta-Teilchen. 

Beta-Teilchen 

-� Elektron 

Beta-Zerfall 

Kernumwandlung unter Aussendung eines -� Beta-Teilchens. 

Biologische Halbwertszeit 

-� Halbwertszeit, biologische 

Brachytherapie 

Minimalinvasive strahlentherapeutische Methode, bei der 

radioaktive Strahlungsquellen entweder im Tumorgewebe 

oder kontaktierend am Tumorgewebe positioniert werden. 

Bremsstrahlung 

Elektromagnetische Strahlung. Sie entsteht durch Beschleunigung 

oder Abbremsung geladener Teilchen in Materie. 

Brennelement 

Aus einer Vielzahl von -� Brennstäben montierte Anordnung 

in der -� Kernbrennstoff in den -� Kernreaktor eingesetzt 

wird. 

276

Brennstab 

Bestimmte Form, in der -� Kernbrennstoff, umgeben von 

einem Hüllmaterial, in einem -� Kernreaktor eingesetzt 

wird. 

C 

Cäsium-137 

Das bedeutendste künstliche Cäsium- -� Isotop ist ein -� 

Beta- und -� Gamma-Strahler. 

Chemotoxizität 

Giftigkeit einer Substanz auf Grund ihrer chemischen Eigenschaften. 

Chromosomen 

Strukturen einer lebenden Zelle, auf denen die Erbanlagen 

(Gene) lokalisiert sind. Die Gesamtheit der Chromosomen 

bezeichnet man als Genom. Außer bei den niederen Lebewesen 

(z. B. Bakterien) befinden sich die Chromosomen in 

einem Zellkern. Die Zellkerne der meisten Lebewesen enthalten 

mehrere Chromosomen, die sich in der Größe voneinander 

unterscheiden. Je nach der Zahl, in der jedes 

Chromosom vorhanden ist, spricht man von einem haploiden 

(jedes Chromosom einmal), von einem diploiden (jedes 

Chromosom doppelt) oder einem polyploiden (jedes Chromosom 

vielfach) Chromosomensatz. 

Curie (Ci) 

Alte Einheit für die -� Aktivität. 1 Ci = 37 GBq. 

D 

Dekontamination 

Beseitigung oder Verminderung von oberflächlichen Verunreinigungen 

mit -� radioaktiven Stoffen (-� Kontamination). 

Dekorporation 

Entfernung -� radioaktiver Stoffe, die vom menschlichen 

Organismus aufgenommen wurden. 

Deponiert 

abgelagert 

277

Deposition 

Ablagerung von in der Atmosphäre vorhandenen Schwebstoffen 

oder Gasen auf dem Boden, Pflanzen oder anderen 

Oberflächen. 

Detektor 

Hier Gerät zum Nachweis und zur Messung -� ionisierender 

Strahlung. 

Deterministische Strahleneffekte 

Treten in der Regel ab einer bestimmten -� Schwellendosis 

auf; die Schwere des Schadens nimmt mit der Dosis zu (vgl. 

-� stochastische Strahleneffekte). 

Diagnose 

Zuordnung der Symptome und Untersuchungsergebnisse in 

ein Krankheitsbild. 

Diagnostischer Referenzwert 

Auf Vorschlag der Strahlenschutzkommission wurden in 

Deutschland im Jahre 2003 vom Bundesamt für Strahlenschutz 

diagnostische Referenzwerte für Radiopharmaka 

festgelegt und im Bundesanzeiger veröffentlicht. Darin sind 

Referenzwerte der Radiopharmaka für häufige nuklearmedizinische 

Untersuchungsverfahren sowie dosisintensive nuklearmedizinische 

Untersuchungsverfahren enthalten. Eine 

Überschreitung dieser Referenzwerte bedarf einer Begründung 

durch einen fachkundigen Nuklearmediziner und muss 

entsprechend dokumentiert werden. 

Dicht ionisierend 

Strahlung, die bei Wechselwirkung mit Materie ihre Energie 

auf einem sehr kurzen Weg an diese überträgt und daher 

dicht beieinander liegende lonisationsereignisse auslöst. 

DNS 

Desoxyribonukleinsäure, im englischen Schrifttum mit DNA 

bezeichnet. Riesenmolekül, das aus zwei Strängen besteht 

und die Erbinformation in Form eines chemischen Codes 

enthält. Bestandteil der -� Chromosomen. 

278

Dosimeter 

Dosimeter dienen zur Messung der externen Strahlendosis 

(-� Personendosis). Man unterscheidet zwischen direkt anzeigenden 

Dosimetern (z. B. Stabdosimeter) und indirekt 

messenden Dosimetern (z. B. Filmplakette, Glasdosimeter), 

bei denen messtechnisch erfassbare Veränderungen der 

Dosis proportional sind. 

Dosimetrie 

Bestimmung der -� Dosis. 

Dosis 

-� lonendosis -� Energiedosis -� Äquivalentdosis -� effektive 

Äquivalentdosis 

Maß für die Wirkung -� absorbierter -� ionisierender Strahlung. 

- Gesamtdosis 

Summe der in Teilen zu verschiedenen Zeitpunkten -� applizierten 

oder erhaltenen -� Dosis. 

- Lebenszeitdosis 

Summe der im Lauf des Lebens in Teilen -� applizierten 

oder erhaltenen -� Dosis. 

Dosisabschätzung 

Abschätzung der -� Strahlenexposition unter Einbeziehung 

aller relevanten -� Expositionspfade. 

Dosisfaktor 

Faktor zur Umrechnung von -� Aktivität in Dosis. Dosisfaktoren 

für aufgenommene Aktivität berücksichtigen neben 

den physikalischen Größen (Energie pro Zerfallsereignis, 

Strahlenart, -Halbwertszeit) und der chemischen Form des 

aufgenommenen Radionuklids auch noch biologische Parameter 

(Alter, Aufnahmedauer, Anreicherung, Organgröße, 

Dosisverteilung u. s. w.) und schließlich die Art der Aufnahme 

(-� Inhalation, -� Ingestion). Dosisfaktoren für Inhalation 

erlauben z. B. aus der Aktivitätskonzentration in der Luft 

eine Berechnung der Organ-Dosen; Dosisfaktoren für äußere 

Bestrahlung erlauben aus der Aktivitätskonzentration in 

Luft oder Aktivität pro Fläche am Boden eine Berechnung 

der externen Körper-Dosen. 

Dosisleistung 

-� Dosis pro Zeiteinheit. 

279

Dosisrichtwert 

-� Eingreifrichtwert 

Down-Syndrom 

Angeborene Erkrankung, die auf das dreifache Vorhandensein 

des -� Chromosoms 21 zurückzuführen ist. 

DSA 

Digitale Subtraktionsangiographie 

Röntgenologische Kontrastdarstellung des Herzens und von 

Blutgefäßen unter Anwendung der digitalen Subtraktionsmethode. 

Dabei werden die digitalen Aufnahmen der Gefäße 

mit Kontrastmittel von denen ohne Kontrastmittel abgezogen: 

Es entsteht eine reine Darstellung der Gefäße. 

E 

Edelgas 

Gruppenbezeichnung für die Elemente Helium, Neon, Argon, 

Krypton, Xenon und das radioaktive Radon. 

Effektive Äquivalentdosis, effektive Dosis 

Größe im Strahlenschutz, unter Berücksichtigung der unterschiedlichen 

Strahlenempfindlichkeiten der Organe. Einheit: 

Sievert. 

Effektive Halbwertszeit 

-� Halbwertszeit eines radioaktiven Stoffes im Körper. Dabei 

gehen sowohl der -� radioaktive Zerfall wie auch die 

Ausscheidung des Stoffes ein. 

Eingreifrichtwert 

Dosiswert, bei dessen Erreichen die Einleitung von Schutzmaßnahmen 

zu prüfen ist. 

Elektron 

Elementarteilchen mit einer Ladung von einer negativen -� 

Elementarladung. 

Elektronenvolt (eV) 

Gebräuchliche Energieeinheit für -� Strahlung. 

Element 

Hier chemisches Element, -� Atom mit einer bestimmten 

-� Kernladungszahl bzw. -� Ordnungszahl. 

280

Elementarladung 

Kleinste nachgewiesene elektrische Ladung. Ein -� Elektron 

trägt eine negative E., ein -� Proton eine positive E. 

Embryo 

Frühes Entwicklungsstadium des keimenden Lebens (beim 

Menschen bis zum 3. Monat). 

Emission 

Abgabe von (Schad-)Stoffen an die Atmosphäre oder in 

Gewässer. 

Emittent 

Verursacher von -� Emissionen. 

Endlager 

Anlage zur langfristig wartungsfreien, zeitlich unbefristeten 

sicheren Lagerung von radioaktiven Abfällen ohne beabsichtigte 

Rückholung. 

Energiedosis 

Absorbierte Strahlungsenergie je Masseneinheit. 

Enzym 

„Biokatalysator", Eiweißstoff, der jeweils nur ganz bestimmte 

Stoffwechselreaktionen beschleunigt. 

Epidemiologie 

Erforschung von Krankheiten anhand der Beobachtung großer 

Bevölkerungs- -� kollektive. 

EURATOM 

Die 1957 gegründete Europäische Atomgemeinschaft 

EURATOM hat die friedliche Nutzung der Kernenergie sowie 

die Entwicklung einer entsprechenden Kernindustrie zum 

Ziel. 

EURATOM-Vertrag 

Die Grundlage für die Arbeit von -� EURATOM trat 1958 in 

Kraft. 

Evakuierung 

Vorübergehende Räumung eines Gebietes. 

Exposition, exponiert 

-� Strahlenexposition 

281

Expositionspfad 

Weg radioaktiver Stoffe von der Ableitung aus einer Anlage 

oder Einrichtung über einen Ausbreitungs- oder Transportvorgang 

bis zu einer -� Strahlenexposition des Menschen 

(z. B. Luft - Futterpflanze - Kuh - Milch). 

Extraterrestrisch 

außerirdischen Ursprungs 

F 

Fälle 

Gruppe von Erkrankten, die mit einer Gruppe vergleichbarer 

Personen ohne diese Krankheit, sog. -� Kontrollgruppe, in 

Untersuchungen verglichen wird. 

Fallout 

Radioaktiver Niederschlag aus kleinsten Teilchen in der Atmosphäre. 

Fallzahl 

-� Fälle 

Fetus 

Spätes Entwicklungsstadium des Keimes der Säugetiere 

(beim Menschen ab dem 3. Monat). 

Folgedosis 

Strahlendosis, die als Folge einer einmaligen Aktivitätsaufnahme 

im gesamten (unbegrenzten) Zeitraum nach der Aufnahme 

resultiert. Die in der Radioökologie häufig verwendete 

50-Jahre-Folgeäquivalentdosis ist die Äquivalentdosis, die 

als Folge einer einmaligen Aktivitätszufuhr in einem Zeitraum 

von 50 Jahren (das Bezugsjahr mitgerechnet) resultiert 

(beschränkte Folgedosis). 

Forschungsreaktor 

Kernreaktor, der für wissenschaftliche Forschung verwendet 

wird. 

Freisetzung radioaktiver Stoffe 

Entweichen radioaktiver Stoffe aus den vorgesehenen Umschließungen 

in die Anlage oder in die Umgebung. 

282

G 

Gamma-Ortsdosisleistung 

-� Strahlenexposition, die von außen auf den Menschen 

einwirkt. Sie wird angegeben als -� Äquivalentdosis, gemessen 

an einem bestimmten Ort pro Stunde. 

Gamma-Strahler 

-� Radionuklid, das unter Aussendung eines -� Gamma- 

Quants zerfällt (-� radioaktiver Zerfall). 

Gamma-Strahlung 

-� Strahlung aus -� Gamma-Quanten. 

Gamma-Quant 

-� Photon aus einem Kernzerfall. 

Gamma-Zerfall 

Kernumwandlung unter Aussendung eines -� Gamma- 

Quants. 

Gen, Genom 

-� Chromosomen 

Genmutation 

Änderungen des Erbgutes. 

Gray (Gy) 

Einheit der -� Energiedosis. 

Grenzmonitoring 

Messung der -� Radioaktivität des grenzüberschreitenden 

Verkehrs. 

H 

Halbwertszeit, biologische 

Zeit, nach der von der ursprünglichen Menge eines in den 

Körper aufgenommenen Stoffes die Hälfte vom Organismus 

ausgeschieden oder abgebaut ist. 

Halbwertszeit, effektive 

Zeit, nach der durch radioaktiven Zerfall und biologische 

Vorgänge (z. B. Ausscheidung) die Aktivitätskonzentration in 

einem Organismus auf den halben Wert abgeklungen ist. 

283

Halbwertszeit, physikalische 

Zeit, nach der von der ursprünglichen Menge der-� Radionuklide 

die Hälfte zerfallen ist. 

Havariert 

verunglückt 

Hereditärer Effekt 

Erblicher Effekt, Weitergabe von (Krankheits-)Anlagen an 

die nächste Generation. 

Hypothyreose 

Unterfunktion der Schilddrüse. 

I 

ICRP 

International Commission on Radiological Protection (Internationale 

Strahlenschutzkommission). 

ICRU 


(Internationale Kommission für radiologische Einheiten 

und Messungen). 

Immissionsgrößen 

Maß für schädliche Umwelteinwirkungen, die durch -� Emission 

entstanden sind. 

Infertilität 

Unfähigkeit, eine Schwangerschaft bis zu einem entwickelten 

Kind auszutragen. 

Ingestion 

Aufnahme von Stoffen durch den Magen-Darmtrakt. 

Inhalation 

Aufnahme von Stoffen über die Atemwege. 

Inkorporation 

Aufnahme von Stoffen in den Körper. 

Internationale Atomenergie Organisation (IAEO) 

Englisch: International Atomic Energy Agency (IAEA), ist eine 

eigenständige Organisation innerhalb der UN zur Förderung 

der friedlichen Anwendung und Nutzung der Atomenergie. 

284

Integriertes Mess- und Informationssystem (IMIS) 

Dient zur Überwachung der Umweltradioaktivität. 

Interzeption 

Anteil der deponierten Luftschwebstoffe (=> Deposition), der 

auf den Pflanzen verbleibt. 

In utero 

im Mutterleib 

Inzidenz 

Anzahl von Personen, die innerhalb eines Jahres neu an einer 

bestimmten Krankheit erkranken. 

J 

Iod 

Baustein für die -� Synthese von Schilddrüsenhormonen. 

- Stabiles Iod 

Nicht radioaktives -� Isotop des Iods 

- Instabiles Iod 

radioaktives -� Isotop des Iods (-� Radioiod). 

Iodblockade 

Vorbeugende Maßnahme zur Verhinderung der Einlagerung 

von -� radioaktivem Iod nach -� Reaktorunfällen durch 

z. B. Kaliumiodid. 

Iodid 

Chemisches Salz der Iodwasserstoffsäure, z. B. Kaliumiodid. 

Iododerma tuberosum 

Hautveränderung, die bei langer Iodeinnahme bei Überempfindlichkeit 

gegenüber -� Iod entsteht. 

Ion 

Durch überschüssige oder fehlende -� Elektronen geladenes 

-� Atom. 

Ionisationskammer 

Gerät zur Messung -� ionisierender Strahlung durch Messung 

des elektrischen Stromes, der entsteht, wenn Strahlung 

das Gas in der Kammer ionisiert. 

285

lonendosis 

Die erzeugte Ladung je Masseneinheit, gemessen in Coulomb 

pro Kilogramm (C/kg). 

Ionisierende Strahlung 

-� Strahlung, die in der Lage ist -� Ionen zu erzeugen. 

Iridium-192 

Eines der 20 radioaktiven Iridium -� Isotope. 

Isotope 

Unterscheiden sich in ihrem Kernaufbau durch die Anzahl 

ihrer -� Neutronen. 

ITRAP 

Abkürzung für Illicit Trafficking Radiation Detection Assessment 

Program, deutsch: Programm zur Aufdeckung des illegalen 

Schmuggels und Handels mit radioaktiven Stoffen. 

K 

Kardiovaskuläre Erkrankung 

Herzerkrankung 

Karzinogen 

krebserregend 

Kausal 

ursächlich 

Kernbrennstoff 

Spaltbare Materialien in Form von -� Uran als Metall, Legierung 

oder chemischer Verbindung (einschließlich -� natürlichen 

Urans), -� Plutonium als Metall, Legierung oder 

chemischer Verbindung. 

Kernkraftwerk (KKW) 

Ein mit -� Kernreaktoren betriebenes Dampfkraftwerk; umgangssprachlich 

Atomkraftwerk. 

Kernladungszahl 

Anzahl der -� Protonen, positiven -� Elementarladungen, 

in einem Atom. 

Kernreaktor 

Anlage zur Nutzung von Kernenergie. 

286

Kernspaltung 

Spaltung schwerer Atomkerne durch Beschuss mit -� Neutronen 

in jeweils zwei mittelgroße Kerne, die radioaktiven 

Spaltprodukte, wobei große Energiemengen freigesetzt 

werden. 

Kernspurdetektor 

Bestimmte Materialien, bei denen nach elektrochemischer 

Ätzung die Einschlagstellen der Alpha-Teilchen vergrößert 

dargestellt und elektronisch oder visuell mit dem Mikroskop 

gezählt werden können. 

Kerntechnische Anlagen 

Kerntechnische Anlagen sind -� Kernkraftwerk (KKW), -� 

Wiederaufarbeitungsanlagen, militärische Anlagen zur Erzeugung 

von -� Kernwaffen, Zwischenlager, -� Endlager 

und -� Anreicherungsanlagen und -� Forschungsreaktoren. 

Kernumwandlung 

Alle nicht stabilen Atomkerne („Radionuklide") wandeln sich 

– teilweise in mehreren Stufen – unter Abgabe energiereicher 

Strahlung in stabile Kerne um. Das jeweilige Produkt 

einer Kernumwandlung wird als Tochternuklid bezeichnet. 

Die Erscheinung, dass ein Stoff ohne vorherige Anregung 

und von außen nicht beeinflussbar Strahlung aussendet, 

wird als Radioaktivität bezeichnet. Da der ursprüngliche 

Stoff dabei allmählich „verschwindet", prägte man dafür den 

Begriff – radioaktiver Zerfall. Manche schweren Kerne zeigen 

mit einer gewissen Häufigkeit Spontanspaltungen; der 

Kern zerbricht dabei ohne äußere Einwirkung in zwei etwa 

gleich große Bruchstücke und es tritt Neutronenstrahlung 

auf. 

Kettenreaktion 

Die durch -� Absorption eines -� Neutrons ausgelöste -� 

Kernspaltung setzt ihrerseits wieder einige Neutronen frei, 

die weitere Spaltungen auslösen können. 

Kollektiv 

Gruppe von Personen mit ähnlichen Eigenschaften. 

287

Kontamination, kontaminierte 

Verunreinigung von Flächen, Gegenständen oder Personen 

mit -� radioaktiven Stoffen. 

Kontaminationsmonitor 

Messgerät zum Aufspüren von -� Kontaminationen. 

Kontrollbereich 

-� Strahlenschutzbereich in dem mit einer erhöhten -� 

Strahlenexposition zu rechnen ist. 

Kontrollgruppe 

Gruppe von Nicht-Erkrankten, die bezogen auf Risikofaktoren 

mit den sog. -� Fällen vergleichbar ist. 

Korrelation 

-� Statistische Bezeichnung für einen Zusammenhang. 

Krebsinduktion 

Hervorrufen einer Krebserkrankung. 

L 

Landesamt für Umwelt (LfU) 

Aufsichtsbehörde für Strahlenschutzbelange in Bayern. 

LET 

Linear energy transfer, Energieübertragungsvermögen einer 

Strahlung pro Wegeinheit. 

Linearbeschleuniger 

Teilchenbeschleuniger, in dem die Teilchen geradlinig, 

hochfrequenzgesteuert, energiezuführende elektrische Felder 

durchlaufen. Spezielle Konstruktionen für die Strahlentherapie 

liefern Elektronenstrahlen und ultraharte Röntgenstrahlen. 

Liquidator 

Person, die an der Beseitigung (Liquidation) der Folgen des 

Reaktorunfalls von Tschernobyl beteiligt war. 

Locker ionisierend 

Strahlung, die bei Wechselwirkung mit Materie ihre Energie 

auf einem verhältnismäßig langen Weg an diese überträgt 

und daher relativ weit voneinander entfernte lonisationsereignisse 

auslöst. 

Lymphatisches System 

Lymphbahnen und Lymphdrüsen. 

288

M 

Massenzahl 

Anzahl der Kernbausteine, -� Nukleonen, in einem Atom. 

Metastabiler Zustand 

Scheinbar stabiler Zustand eines -� Radionuklids mit beschränkter 

Lebensdauer. 

Moderiert, Moderator 

Ein Moderator bremst die schnellen bei einer Kernspaltung 

freigesetzten Neutronen ab. Der Moderator umgibt in der 

Regel den Brennstoff; er besteht z. B. aus Wasser oder Graphit. 

Molekül 

Chemische Verbindung aus mehreren -� Atomen. 

Monitor 

Gerät zur Aufzeichnung und Messung von nuklearem oder 

anderem radioaktivem Material. 

N 

NaI-Detektor 

Standard- -� detektor für -� Gamma-Strahlung in der 

Nuklearmedizin. 

Natriumperchlorat 

Hemmt die Aufnahme von -� radioaktivem Iod in die 

Schilddrüse dadurch, dass es wie -� Iod von der Schilddrüse 

aufgenommen wird. 

Natürliche Umgebungsstrahlung 

-� Exposition 

Neutron 

Elektrisch neutrales Elementarteilchen. Kernbaustein (-� 

Nukleon). 

Neutronenstrahlung 

Strahlung in Form elektrisch neutraler Elementarteilchen 

(-� Neutronen), die insbesondere bei der Kernspaltung freigesetzt 

werden. 

289

Nuklearbombe 

Beruht auf der Kernspaltung von -� Uran-235 oder -� Plutonium-239. 

Nukleares Material 

Durch -� Kernspaltung entstandene -� radioaktive Stoffe, 

abzugrenzen von -� anderem radioaktiven Material. 

Nuklearmedizin 

Anwendung radioaktiver Stoffe in der Medizin zu diagnostischen 

und therapeutischen Zwecken. 

Nuklearwaffen 

Bezeichnung für Geschosse, Raketen, -� Bomben, Minen 

mit Sprengladungen aus -� Kernbrennstoff. 

Nukleonen 

Kernbausteine: -� Protonen und -� Neutronen. 

Nuklid 

Atomkern 

Nuklididentifizierung 

Nachweis und Messung von -� Nukliden. 

O 

Ordnungszahl 

Anzahl der -� Protonen, positiven Ladungen, in einem -� 

Atom. 

Organdosis 

Mittelwert der -� Äquivalentdosis über ein Organ. 

Ortsdosis 

-� Äquivalentdosis gemessen an einem bestimmten Ort. 

P 

Partikel 

Teilchen 

Peer reviewed journals 

Wissenschaftliche Zeitschriften, in denen nur Veröffentlichungen 

erscheinen, die zuvor von mindestens einem Gutachter 

kritisch bewertet wurden. 

290

Personendosis 

Die an einer repräsentativen Stelle der Körperoberfläche 

gemessene -� Äquivalentdosis. 

PET 

Positronen-Emisssions-Tomographie. 

Nuklearmedizinisches, diagnostisches Verfahren, bei dem 

Positronen aussendende radioaktive Substanzen, insbesondere 

der radioaktiv markierte Zucker ( 18 F-FDG), vorwiegend 

zur Darstellung von vitalem Tumorgewebe verwendet werden. 

Photon 

Quant elektromagnetischer -� Strahlung. Ein Photon ist die 

kleinste Strahlungsmenge. Sie kann jede beliebige Energie 

tragen, aber nur als ganzes erzeugt oder vernichtet werden. 

Pilotstudie 

oder Machbarkeitsstudie untersucht, ob und unter welchen 

Bedingungen eine geplante aufwändige Untersuchung erfolgreich 

sein kann. 

Plutonium-239 

Der Alpha-Strahler entsteht bei normalem Betrieb eines -� 

Reaktors und kann in -� Nuklearwaffen verwendet werden. 

Positron 

Antiteilchen des -� Elektrons mit einer positiven -� Elementarladung. 

Prämenopausal 

Zeit vor den Wechseljahren. 

Primordiale Radionuklide 

Radionuklide, die bei der Bildung der irdischen Materie entstanden 

und heute noch vorhanden sind. 

Prognose 

Vorhersage einer zukünftigen Entwicklung, z. B. eines 

Krankheitsverlaufs. 

Proton 

Elementarteilchen mit einer positiven Elementarladung. 

Kernbaustein (-� Nukleon). 

PuO2-UO2 

Chemische Formel für Plutoniumdioxid und -� Urandioxid. 

291

R 

Radikal 

Kurzlebiges, extrem reaktionsfähiges Bruchstück eines -� 

Moleküls. 

Radioaktive Quelle 

bzw. Strahlungsquelle ist ein Gerät oder Material, das -� 

ionisierende Strahlung aussenden kann. 

- Umschlossene radioaktive Quellen sind ständig von einer 

allseitig dichten, festen, inaktiven Hülle umschlossen oder 

in festen inaktiven Stoffen ständig so eingebettet, dass bei 

üblicher betriebsmäßiger Beanspruchung ein Austritt radioaktiver 

Stoffe mit Sicherheit verhindert wird. 

- Offene radioaktive Quellen sind alle radioaktiven Quellen 

mit Ausnahme der umschlossenen. 

Radioaktiver Zerfall 

Kernumwandlung unter Aussendung von -� Strahlung. Das 

entstehende -� Tochternuklid kann wiederum instabil, d.h. 

radioaktiv, sein. 

Radioaktivität 

-� Radioaktiver Zerfall 

Radiocäsium 

Radioaktives Cäsium -� Isotop 

Radioisotop 

Radioaktives � Isotop 

Radioisotopendetektor 

-� Detektor zur Lokalisation, -� Verifikation und -� Nuklididentifizierung. 

Radiological Dispersion Device (RDD) 

Englischer Fachbegriff für sog. -� „Schmutzige Bombe“. 

Radionuklid 

Instabiler Kern, der sich durch Aussendung von -� Strahlung 

in einen stabileren Kern umwandelt. 

Radioökologie 

Lehre vom Verhalten radioaktiver Stoffe in der Umwelt. 

Radiotoxizität 

Giftigkeit einer Substanz auf Grund -� radioaktiver Strahlung. 

292

Reaktor 

Kurzbezeichnung für -� Kernreaktor. 

Reaktorunfall 

-� Strahlenunfall 

Regionale Strahlenschutzzentren (RSZ) 

Von der Berufsgenossenschaft der Feinmechanik und Elektrotechnik 

und der Berufsgenossenschaft der Chemischen 

Industrie eingerichtete Leitstellen zur optimalen Versorgung 

von -� beruflich strahlenexponierten Personen bei einem - 

� Strahlenunfall. 

Relatives Risiko 

Gibt den Faktor an, um den sich die Erkrankungshäufigkeit 

in einer -� exponierten Gruppe von der in einer -� Kontrollgruppe 

unterscheidet. 

REMPAN (Radiation Emergency Medical Preparedness and 

Assistance Network) 

Netzwerk von zur Zeit ca. 30 Kollaborationszentren der -� 

WHO. 

Resuspension 

Wiedereintritt von am Boden oder auf Pflanzen deponierten 

Luftschwebstoffen in die Atmosphäre, z. B. infolge Aufwirbelns 

durch den Wind. 

Röntgenkontrastmittel 

Substanz zur Verbesserung der röntgenologischen Darstellung 

von u. a. Körperräumen und Gefäßen. 

Röntgenstrahlung 

Elektromagnetische -� ionisierende Strahlung, entstanden 

durch Beschleunigen oder Abbremsen geladener Teilchen (- 

� Bremsstrahlung) oder Elektronenübergänge in der Atomhülle 

(charakteristische Röntgenstrahlung). 

RöV 

Verordnung über den Schutz vor Schäden durch Röntgenstrahlen 

(Röntgenverordnung). 

293

S 

Schilddrüsendosis 

-� Organdosis für die Schilddrüse. 

Schmutzige Bombe 

Umgangssprachlicher Begriff für konventionellen Sprengstoff, 

dem -� radioaktive Stoffe beigefügt oder beigemengt 

sind (englisch: -� Radiological Dispersion Device (RDD)). 

SEARCH (System for Evaluation and Archiving of Radiation 

Accidents based on Case Histories). 

Datenbank zur Archivierung und Auswertung von -� Strahlenunfällen 

basierend auf Patientenkrankenakten. 

Sicherheitscontainment 

Schutzhülle zum Einschluss der -� Radioaktivität eines -� 

Reaktors, die besonders hohe Anforderungen hinsichtlich 

Dichtheit und Stabilität erfüllt. 

Sievert 

Einheit der -� effektiven Dosis und der -� Äquivalentdosis. 

Solider Tumor 

-� Tumor eines Organs. 

Somatisch 

körperlich 

Somatisches Strahlenrisiko 

Risiko für eine körperliche Schädigung der von der Bestrahlung 

betroffenen Person; zur Unterscheidung vom genetischen 

Risiko, das für die Schädigung der Folgegenerationen 

besteht. 

Spaltprodukte 

-� Nuklide, die bei der Spaltung schwerer -� Atomkerne 

entstehen. 

Spezifische Aktivität 

Verhältnis der -� Aktivität eines -� Radionuklids zur Masse 

des Materials, in dem das Radionuklid verteilt ist. 

Spontanspaltung 

Spaltung schwerer Atomkerne in mehrere größere Bruchstücke 

ohne äußere Einwirkungen. 

294

Sterilität 

Zustand der Unfruchtbarkeit. 

Stochastische Strahleneffekte 

Hierbei führt eine Erhöhung der -� Dosis zu einer höheren 

Eintrittswahrscheinlichkeit der Strahlenschäden. Eine -� 

Schwellendosis gibt es hier nicht (vgl. -� deterministische 

Strahleneffekte). 

Strahlenbiologisch, Strahlenbiologie 

Wissenschaft, die die Wechselwirkungen zwischen -� 

ionisierender Strahlung mit biologischer Materie untersucht. 

Strahlendosis 

Dosis an -� ionisierender Strahlung. 


Einwirkung -� ionisierender Strahlung auf den Menschen. 

Strahlenschutzbereich 

Gekennzeichneter Bereich, in dem mit erhöhter -� Strahlenexposition 

zu rechnen ist. 

Strahlenunfall 

Ereignisablauf, der für eine oder mehrere Personen eine -� 

effektive Dosis von mehr als 50 Millisievert zur Folge haben 

kann. 

Strahlung 

Energieform, die sich als elektromagnetische Welle oder als 

Teilchenstrahlung ausbreitet. 

- direkte Strahlung: -� Alpha- oder -� Beta-Strahlung 

- indirekte Strahlung: -� Photonen (-� Gamma- und Röntgenstrahlung) 

oder -� Neutronenstrahlung 

Strahlungsquelle 

-� Radioaktive Quelle 

Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) 

Verordnung über den Schutz vor Schäden durch die Anwendung 

radioaktiver Substanzen. 

Strontium-90 

Der -� Beta-Strahler entsteht bei der -� Kernspaltung von 

-� Uran. 

295

Strahlenschutzvorsorgegesetz (StrVG) 

Verordnung zur Vorsorge vor Schäden durch ionisierende 

Strahlung. 

Szintigramm 

Abbildung der Radioaktivitätskonzentration im Körper. 

T 

Teilchenstrahlung 

Aus geladenen (z. B. -� Elektronen, -� Protonen) oder ungeladenen 

Teilchen (z. B. Neutronen, Neutrinos) bestehende 

Strahlung (im Gegensatz zur elektromagnetischen Wellenstrahlung). 

Teleradiologie 

Durchführung einer Röntgenuntersuchung, bei der der verantwortliche 

Arzt per (Bild-)Telefon mit den durchführenden 

Personen in Verbindung steht. 

Thorium 

-� Isotop 232 ist ein -� Alpha-Strahler. 

TNT 

Abkürzung für den wichtigen Explosivstoff Trinitrotoluol, 

dessen Sprengwirkung als Maß der Wirkung von -� Nuklearwaffen 

dient. 

Tochternuklid 

Aus einer Kernumwandlung (-� radioaktiver Zerfall) entstehendes 

Nuklid. 

Track-etch-Detektor (Kernspurdetektor) 

Bestimmte Materialien, bei denen nach elektrochemischer 

Ätzung die Einschlagstellen der Alpha-Teilchen vergrößert 

dargestellt und elektronisch oder visuell mit dem Mikroskop 

gezählt werden können. 

Transferfaktor 

Beschreibt quantitativ den Übergang eines Radionuklids von 

einem Compartment in ein anderes (z. B. Boden - Pflanze, 

Futterpflanze - Milch usw.). 

Triage 

Einteilen von Verletzten (unter Katastrophenbedingungen) 

nach zunehmender Verletzungsschwere. 

296

Tritium 

Radioaktives -� Isotop des Wasserstoffs, das -� Betastrahlung 

sehr niedriger Energie aussendet. 

Tschernobylforum 

Sammelt seit 2003 im Auftrag der -� Weltgesundheitsorganisation 

(WHO) wissenschaftliche Daten über die Auswirkungen 

der Reaktorkatastrophe in Tschernobyl auf die Gesundheit, 

Psyche, Wirtschaft und Umwelt 

Tschernobyl-Verordnung 

Die Verordnung (EWG) Nr. 737/90 der Europäischen Kommission 

legt für die Einfuhr landwirtschaftlicher Erzeugnisse 

mit Ursprung in Drittländern Höchstwerte an -� Radioaktivität 

fest, deren Einhaltung von den Mitgliedsstaaten überprüft 

wird. 

U 

United Nations Scientific Committee on the Effects of 

Atomic Radiation (UNSCEAR) 

Deutsch: Komitee der Vereinten Nationen über die Wirkung 

von atomarer Strahlung, ein wissenschaftliches Komitee, 

das regelmäßig Berichte für die UN-Vollversammlung über 

die -� Strahlenexposition und die Wirkungen -� ionisierender 

Strahlung erstellt. 

Uptake 

Aufnahme eines -� Radionuklids und dessen Anreicherung 

in einem bestimmten Organ. 

Uran 

Uran kommt in der Natur (-� Natururan) hauptsächlich in 

zwei -� Isotopen vor: U-238 und U-235; es enthält weniger 

als 1 Prozent spaltbares Uran (U-235). 

- Beim angereicherten Uran wird der Anteil an U-235 gegenüber 

dem U-238 durch Anreicherung erhöht. Schwach 

angereichertes Uran, englisch: low-enriched uranium 

(LEU), enthält etwa 2-4 % U-235; es wird gewöhnlich in 

-� Kernreaktoren eingesetzt. Hoch angereichertes, eng- 

lisch: high-enriched uranium (HEU), enthält mehr als 20 % 

U-235; es kann auch zur Herstellung von -� Nuklearwaffen 

verwendet werden. 

297

- Abgereichertes Uran, englisch: depleted uranium (DU), ist 

ein Rückstand, der bei der Erzeugung von -� Brennstäben 

oder -� Nuklearbomben entsteht. Es besteht zu fast 

100 Prozent aus U-238. DU ist chemisch hochgiftig und 

schwach radioaktiv. 

Urananreicherungsanlage 

Einrichtung, in der der Prozentsatz des spaltbaren -� lsotops 

-� Uran-235 über den Gehalt von 0,72 % des -� Natururans 

hinaus gesteigert wird. 

Urandioxid (UO2) 

Häufigstes Uranoxid und chemisch sehr stabil. Der -� Kernbrennstoff 

für die meisten -� Reaktoren ist heute Urandioxid, 

früher wurde dagegen oft metallisches -� Uran (U) 

verwendet. 

V 

Verifikation 

Vorgehen, das durch Überprüfung die Richtigkeit bestätigt. 

W 

Weichteilgewebe 

Repräsentiert im Mittel die Eigenschaften aller Körpergewebe 

mit Ausnahme der Knochen und Knorpel. Definition für 

die -� Dosimetrie: Homogenes Material mit einem Massegehalt 

von 10,1 % Wasserstoff, 11,1 % Kohlenstoff, 2,6 % 

Stickstoff und 76,2 % Sauerstoff. 

Wellenstrahlung 

Aus elektromagnetischen Wellen bestehende Strahlung 

(z. B. Licht, Radiowellen, Röntgen- und -� Gammastrahlen). 

Weltgesundheitsorganisation 

Englisch: World Health Organization (WHO). 

Wiederaufarbeitungsanlage 

Anlage, in der die Stoffe -� Uran und -� Plutonium (in 

Form chemischer Verbindungen) aus verbrauchten -� 

Brennelementen zurück gewonnen und die hoch radioaktiven 

Abfälle abgetrennt werden. 

298

Z 

Zerfallsreihe 

Für ein -� Radionuklid charakteristisches Zerfallsschema 

über wiederum instabile -� Tochternuklide bis zu seinem 

letztlich stabilen Tochternuklid. 

Zwischenlager 

Zeitlich befristete Lagerung bestrahlter -� Brennelemente 

oder radioaktiver Abfälle vor ihrer -� Endlagerung. 

Zyklotron 

Beschleuniger für positiv geladene Teilchen (Protonen, 

Deuteronen, Alphateilchen). Die Teilchen laufen unter 

Einfluss eines magnetischen Feldes auf halbkreisförmigen 

Bahnen von zunehmendem Durchmesser und treten jeweils 

nach halbem Umlauf aus der einen in die andere 

Umlaufkammer über, wodurch sie beschleunigt werden und 

hohe kinetische Energien gewinnen. Zyklotrone werden in 

der Medizin zur Erzeugung kurzlebiger Radioisotope und zur 

Neutronentherapie eingesetzt. 

299

8. Sachverzeichnis 

A 

Abschirmung der Strahlung 12 

Abwehr- und Reparaturmechanismen vielzelliger Systeme 44 

Adaptive Reaktionen 43 

Äquivalentdosis (H) 20 

Ärztliche Stelle 216 

Aktivitätskonzentration in Luft und Wasser, Höchstwerte 221 

Akute Bestrahlung 37 

Akute Strahlenkrankheit 51 

Akute Strahlenkrankheiten nach einmaliger Ganzkörperexposition 

54 

Akute Strahlenschäden 53 

Alphastrahlung 6 

Anpassungsreaktionen von Organismen 62 

Apoptose 36 

Atome 1 

Ausbreitungsmodelle radioaktiver Stoffe in der Atmosphäre 

135 

Ausbreitung radioaktiver Stoffe in Gewässern 143 

B 

Bestrahlung des roten Knochenmarks 45 

Betastrahlung 6 

Biologische Dosimetrie 39 

Biologische Grundlagen 25 

Bystander Effekte 41 

C 

Chronische Bestrahlung 37 

Chronische Strahlenkrankheit 51 

Comptoneffekt 11 

Computer-Tomographie (CT) 114, 119 

D 

Dekontaminationsmöglichkeiten 198 

Dekorporationsmöglichkeiten 200 

Deterministische Spätschäden 61, 62 

Deterministische Strahlenwirkungen 50 

Diagnostische Referenzwerte 215 

Digitale Radiographie 117 

Digitale Subtraktionsangiographie (DSA) 118 

DNS-Doppelstrangbrüche (DSB) 32 

300

DNS-Schäden 32 

Dosisleistung 18 

Druckwasserreaktor 87 

E 

Effektive Dosis (E) 15 

Effekte durch chronische Strahlenexposition mit niedriger 

Dosisrate 61 

Effektüberschneidungen 48 

Energiedosis (D) 13 

Energieerzeugung 82 

Epidemiologische Studien (Fall-Kontroll-Studien) 185 

Epidemiologische Studien an exponierten Populationen 69 

Externe Strahlenexposition 155 

F 

Faktorabhängigkeit der Strahlenwirkungen 52 

G 

Gammakamera 105 

Gammastrahlung 6 

Genetisch signifikante Dosis 16 

Genetische Mutationen 34 

Genetische Strahlenwirkungen 52 

Genom-Instabilität 36 

Gesetzliche Strahlenschutzvorschriften 204 

Gray (Gy) 13 

Grenzmonitoring 258 

H 

Herz-Diagnostik, nuklearmedizinisch 110 

Hiroshima und Nagasaki, Überlebende 66 

Hormesis und kleine Dosen 76 

I 

Immissions- und Emissionsüberwachung 219 

Immissionsmesssystem für Radioaktivität (IfR) 254 

Improvisierte Nuklearbombe 250 

Industrie 92 

Ingestion 150 

Inhalation 151 

Inkorporation 200 

Integriertes Mess- und Informationssystem (IMIS) 252 

Internationale Strahlenschutzkommission (ICRP) 67 

Interne Strahlenexposition 149, 167 

Interventionelle Radiologie 118 

301

Interzeption 140 

Iodblockade zur Strahlenschutzvorsorge 240 

Ionendosis (J) 13 

Isotope 2 

K 

Kalibrierquellen 95 

Katastrophenschutz 260 

Katastrophenschutz, abwehrende Maßnahmen 262 

Katastrophenschutz, vorbeugende Maßnahmen 261 

Katastrophenschutz-Maßnahmen 260 

Kernfusion 83 

Kernspaltung 84 

Kollektivdosis 16 

Kontamination von Pflanzen 144 

Kontamination von Tierprodukten 146 

Konventionelle Röntgendiagnostik 118 

Kosmische Strahlung 158 

Kosmogene Radionuklide 163 

Kritische Organe 17 

L 

Letal-Dosen 36 

Leukämie 45 

Leukämie nach Tschernobylunfall 236 

Lineares Energie-Übertragungsvermögen (LET) 20 

M 

Mechanismen der Zellschädigung 28 

Medizinische Strahlenexposition 180 

Messgrößen im Strahlenschutz 20 

Missbildungen 60 

Missbrauch von radioaktiven Stoffen 243 

N 

Nasse Deposition 139 

Neutronen-Therapie 122 

Nieren-Diagnostik, nuklearmedizinisch 111 

Nuklearkriminalität 243 

Nuklearterrorismus 248 

Nuklide 2 

P 

Paarbildung 11 

Partikel- und Photonenstrahlung 100 

Perkutane Strahlentherapie (Radioonkologie) 121 

302

Personenkontamination 198 

PET/CT-Systeme 114 

Photoeffekt 11 

Physiologische Abwehr- und Anpassungsreaktionen biologi- 

scher Systeme 73 

Polymerisation von Kunststoffen 94 

Positronen-Emissions-Tomographie (PET) 112 

Projektions-Radiographie 118 

Protonen-Therapie 122 

R 

Radioaktive Abfälle 124 

Radioaktive Abfälle, Behandlungsmethoden 125 

Radioaktive Abfälle, Quellen 124 

Radioaktive Stoffe, Verhalten in der Umwelt 

(Radioökologie) 130 

Radioaktive Stoffe, Ausbreitung in der Atmosphäre 132 

Radioaktivität 2 

Radioaktivitätsmessungen beim grenzüberschreitenden Ver-- 

kehr 257 

Radiographie 93 

Radioisotope, Herstellung 95 

Radioisotope in der Wissenschaft 97 

Radionuklide in der Medizin, Voraussetzungen 101 

Radionuklide in der medizinischen Diagnostik 104 

Radionuklide in der Therapie 115 

Radionuklide in Nahrungsketten 144 

Radioökologie 17 

Radiopharmaka 106 

Radiopharmazeutika 106 

Radon 167 

Radon-/Radium-Therapie 123 

Rauchmelder 96 

Reaktortypen 85 

Reaktorunfälle 227 

Reaktorunfall von Tschernobyl 228 

Reaktorunfall von Tschernobyl, gesundheitliche Folgen 231 

Reaktorunfälle vor Tschernobyl 227 

Rechtfertigende Indikation 214 

Regel- und Messeinrichtungen 96 

Regionale Strahlenschutzzentren 264 

Reichweite der Strahlung 9 

Relative Biologische Wirksamkeit (RBW) 31 

REMPAN-Netzwerk der WHO 265 

303

Reparatur von Strahlenschäden 33 

Resuspension 142 

Risikoanalyse 63 

Risikoanalyse, Modifikationen 71 

Risikoanalyse, sekundäre Faktoren 65 

Röntgendiagnostik 116 

Röntgendurchleuchtung 117 

Röntgenfluoreszenz-Analyse 93 

Röntgenverordnung (RöV) 211 

S 

Schilddrüsen-Diagnostik, nuklearmedizinisch 108 

Schilddrüsenerkrankungen nach Tschernobylunfall 235 

Schmutzige Bombe 249 

Siedewasserreaktor 87 

Sievert (Sv) 14 

Single-Photon-Emissions-Computer-Tomographie (SPECT) 112 

Skelett-Diagnostik, nuklearmedizinisch 109 

Somatische Spätschäden nach Strahlenexposition mit hoher 

Dosis/-rate 62 

SPECT/CT-Systeme 115 

Sterilisation und Konservierung 94 

Stochastische Spätschäden 49,-63 

Stochastische Strahlenwirkungen 47 

Strahlenarten 5 

Strahlendosen nach Tschernobylunfall 234 

Strahlendosisbegriffe 13 

Strahleneinfangereignisse 38 

Strahlenempfindliche Teile der Zelle 31 

Strahlenexposition aus natürlichen Quellen 157 

Strahlenexposition aus zivilisatorischen Quellen 171 

Strahlenexposition, beruflich 184 

Strahlenexposition des Flugpersonals 163 

Strahlenexposition durch den Betrieb von Kernkraftwerken, Be- 

schäftigte 90 

Strahlenexposition durch den Betrieb von Kernkraftwerken, Be- 

völkerung 90 

Strahlenexposition durch den Reaktorunfall von Tscherno- 

byl 176 

Strahlenexposition durch den Transport von radioaktiven Stof- 

fen (Castor) 178 

Strahlenexposition durch nuklearmedizinische Untersuchun- 

gen 106, 107 

304

Strahlenexposition durch Quellen in Industrie, Wissenschaft 

und Medizin 179 

Strahlenexposition in der Nähe kerntechnischer Anlagen 171 

Strahlenexposition in der Röntgendiagnostik 121 

Strahlenexposition in Deutschland durch Tschernobyl 238 

Strahleninduzierte Störungen des biologischen Gleich- 

gewichtes 43 

Strahlenschäden der Haut, verstärkende 58 

Strahlenschäden der Keimdrüsen 58 

Strahlenschäden des ungeborenen Lebens 59 

Strahlenschäden, späte 61 

Strahlenschutz und gesetzliche Vorschriften 194 

Strahlenschutzverordnung (StrlSchV) 204 

Strahlenschutz vor äußerer Exposition 194 

Strahlenschutzvorsorgegesetz (StrVG) 218 

Strahlenschutzvorsorgezentren 264 

Strahlungs-Wichtungsfaktor 13 

Szintigramm 105 

T 

Teleradiologie 215 

Terrestrische Strahlung 164 

Tomographie-Verfahren, nuklearmedizinisch 112 

Trockene Deposition 138 

Tschernobyl-Verordnung 257 

U 

Überwachung der Umweltradioaktivität in Bayern 252 

Umgang mit radioaktiven Stoffen, Genehmigungspflicht 223 

Umgebungsüberwachung bayerischer Kernkraftwerke 256 

Unterschiedliche Strahlenempfindlichkeiten im Körper 35 

W 

Wechselwirkung der Strahlung mit der Materie 9 

Werkstoffprüfung 93 

Wirkungsweise ionisierender Strahlen 25 

Wirkungsweise ionisierender Strahlen auf vielzellige Orga- 

nismen 40 

Z 

Zellen als kleinste Funktionseinheiten 25 

Zellerneuerungssysteme 53 

Zwischen- und Endlager 126 

305

www.gesundheit.bayern.de 

Herausgeber: Bayerisches Staatsministerium für 

Umwelt, Gesundheit und Verbraucherschutz (StMUGV) 

Rosenkavalierplatz 2, 81925 München 

Internet: www.stmugv.bayern.de 

E-Mail: poststelle@stmugv.bayern.de 

Stand: Oktober 2006 

Druck: Medienhaus Mintzel-Münch GmbH, Hof 

© StMUGV, alle Rechte vorbehalten 

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